密度锁在反应堆非能动安全中的作用分析 被引量：5

1

作者 吕襄波 阎昌琪 孙立成 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期605-608,共4页

从理论上分析了密度锁在核反应堆非能动安全中的作用及特点,介绍了密度锁的工作原理和结构形式。对安装有密度锁的反应堆冷却剂系统进行了流动分析,根据流体运动方程和系统的循环流动特性,说明了密度锁的作用和具有的特性。

关键词 密度锁 非能动安全性 堆芯冷却

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一维自然循环比例分析的理论模型 被引量：9

2

作者 赵冬建 李胜强 +5 位作者 李玉全 顾汉洋 罗虎 卢冬华 J．Reyes 吴樵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期964-968,共5页

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制... 整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。 展开更多

关键词 比例分析 自然循环 非能动 堆芯冷却系统

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AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析 被引量：5

3

作者 陈耀东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期242-247,共6页

应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自... 应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自动卸压系统(ADS1～4)的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。 展开更多

关键词 AP1000 非能动堆芯冷却 非能动安全壳冷却 严重事故缓解 氢气燃爆

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一维自然循环比例分析的结果与讨论 被引量：3

4

作者 赵冬建 李胜强 +5 位作者 李玉全 顾汉洋 罗虎 卢冬华 J.Reyes 吴樵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1076-1080,共5页

根据一维自然循环比例分析理论模型推导的试验装置与实际电站热工水力特性的相似准则,对整体性能试验装置主要参数的确定方法进行了深入讨论。结果表明:采用小尺度、等压力、同工质的实验装置模拟实际系统自然循环现象更为准确实际,单... 根据一维自然循环比例分析理论模型推导的试验装置与实际电站热工水力特性的相似准则,对整体性能试验装置主要参数的确定方法进行了深入讨论。结果表明:采用小尺度、等压力、同工质的实验装置模拟实际系统自然循环现象更为准确实际,单相和两相自然循环比例准则可同时满足,不存在复杂比例变化带来的失真,不利因素是试验成本偏高。同工质非等物性(不等压)模拟能够降低试验成本,但比例参数不能满足从单相自然循环到两相自然循环的平滑过渡。如保持功率连续,其速度比和特征时间比会有所差异。 展开更多

关键词 比例分析 自然循环 非能动 堆芯冷却系统

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RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果 被引量：5

5

作者 彭云康 李夔宁 +1 位作者 童明伟 郑华 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第3期85-88,共4页

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ... 先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ,初步评价了RELAP5 /MOD3. 展开更多

关键词 RELAP5 非能动 堆芯应急冷却系统

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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：6

6

作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

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先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究 被引量：4

7

作者 彭云康 郑华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第2期158-163,共6页

对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计... 对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。 展开更多

关键词 非能动 应急冷却系统 自动卸压系统

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RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究 被引量：4

8

作者 徐财红 史国宝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期291-297,共7页

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。 展开更多

关键词 APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故

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基于CFD的气冷微堆堆芯与非能动余热排出系统一体化数值分析

9

作者 黄政 张朔婷 +4 位作者 董建华 王贺南 刘国明 陈巧艳 堵树宏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1182-1192,共11页

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响... 为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。 展开更多

关键词 高温气冷堆 气冷微堆 非能动余热排出系统 COMSOL Multiphysics 自然循环

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PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析 被引量：1

10

作者 郝博涛 王楠 +2 位作者 钟佳 石洋 房芳芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2073-2080,共8页

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系... 对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。 展开更多

关键词 小破口失水事故 PRHRS隔离阀前后破口事故 大型非能动堆芯冷却整体试验台架 非能动堆芯冷却系统

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析 被引量：1

11

作者 毛辉辉 陈树 +2 位作者 邓坚 向清安 肖红 《科技视界》 2015年第20期5-6,100,共3页

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。 展开更多

关键词 PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序

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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

12

作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率

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非能动堆芯应急冷却系统试验分析 被引量：1

13

作者 彭云康 李夔宁 +2 位作者 童明伟 郑华 肖泽军 《重庆大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期46-51,共6页

在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统... 在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。 展开更多

关键词 非能动堆芯应急冷却系统 自动卸压系统 实验

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模块式小型堆非能动堆芯冷却相关系统的联合仿真分析 被引量：1

14

作者 蔡志云 《中国核电》 2020年第1期50-53,共4页

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压... 本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压箱、内置换料水箱、RDP系统控制阀、RCS系统主回路、相连管道及其阀门等)的物理模型,分析了非能动堆芯冷却相关系统在小破口(LOCA)事故工况下堆芯安全注入的流量和压力的瞬态变化特性,以验证现有系统的设计满足安全相关的设计要求。 展开更多

关键词 ACP100 非能动堆芯冷却相关系统 Flowmaster

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AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管

15

作者 刘宇 杨鹏 +3 位作者 冯进军 孙微 石生春 柴国旱 《核安全》 2018年第6期37-43,共7页

非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目... 非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。 展开更多

关键词 安全监管 首堆 AP1000 调试 非能动堆芯冷却系统

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CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析

16

作者 苏晋 《科技视界》 2018年第3期126-128,共3页

作为非能动设计的代表堆型——AP1000,其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手,进行一个简要的介绍,在介绍的同... 作为非能动设计的代表堆型——AP1000,其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手,进行一个简要的介绍,在介绍的同时对比二者之间存在的差异,并对相应的差异进行比较分析,供核电专业技术人员参考。 展开更多

关键词 CPR1000 AP1000 非能动堆芯冷却系统 安全注入系统 差异

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AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

17

作者 马柏松 庄亚平 郄卫青 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期79-83,共5页

在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系... 在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统(PXS) 冷凝水回流 安全停堆

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AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究 被引量：2

18

作者 王志 《中国核电》 2011年第3期195-206,共12页

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功... AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。 展开更多

关键词 AP1000 非能动 堆芯冷却 设计瞬态

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