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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
1
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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AP1000核电厂自动卸压系统功能分析 被引量：6
2
作者 黄雄 吕雪峰 +1 位作者 李依霖 陈彦霖 《热力发电》 CAS 北大核心 2016年第5期84-87,99,共5页
以AP1000核电厂一回路冷管道发生大破口事故工况为例,研究自动卸压系统(ADS-1—ADS-4)对主回路压力、安全壳内压力、非能动堆芯冷却系统(PXS)和堆芯水位的影响。结果表明:在事故初期,大量冷却剂从破口释放出来,一回路的卸压过程受ADS-1... 以AP1000核电厂一回路冷管道发生大破口事故工况为例,研究自动卸压系统(ADS-1—ADS-4)对主回路压力、安全壳内压力、非能动堆芯冷却系统(PXS)和堆芯水位的影响。结果表明:在事故初期,大量冷却剂从破口释放出来,一回路的卸压过程受ADS-1—ADS-3的影响较小,而在后期,ADS-4对主回路系统压力的降低起到一定的作用;ADS-1—ADS-3对堆芯补水箱(CMT)和安全注入箱(ACC)的安全注入影响较小,ADS-4在内置换料水箱(IRWST)重力注入以及防止堆芯裸露方面作用明显。 展开更多
关键词 AP1000 核电厂 自动卸压系统 一回路 管道 破口 堆芯
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ACP100安全级DCS爆破阀控制系统分析
3
作者 李雨桐 周丽红 +2 位作者 曾山 郑媛媛 马文桂 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期104-108,共5页
爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计... 爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计及定期试验进行分析研究。根据分析可知,无论是单个模块还是整个系统,在冗余、多样化、独立性、可靠性、故障安全等方面都进行了充分的设计考虑;同时,通过定期试验的设计,能够快速、全面地检测出模块和链路的故障。分析结果表明,基于国产安全级数字化控制系统(DCS)平台NASPIC实现的ACP100爆破阀控制系统设计保证了事故情况下可以可靠地驱动爆破阀动作,并缓解事故。所提出的设计方案和分析思路对ACP100堆型的安全级DCS爆破阀控制系统设计具有积极的指导意义。 展开更多
关键词 ACP100 爆破阀 反应堆保护系统 数字化控制系统 定期试验 自动卸压系统
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典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究
4
作者 于沛 邢继 +2 位作者 马海福 孟兆明 孙中宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期108-118,共11页
本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注... 本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。 展开更多
关键词 系统分析程序 先进压水堆 自动卸压系统 临界射流
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AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析 被引量：4
5
作者 肖三平 叶杰 +2 位作者 钱辉 王亮亮 陈树山 《核安全》 2014年第3期45-49,共5页
本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会... 本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件(URD)的规定。 展开更多
关键词 蒸汽发生器传热管破裂 堆芯补水箱水位 自动卸压系统 稳压器水位
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非能动堆芯应急冷却系统试验分析 被引量：1
6
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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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究 被引量：1
7
作者 尹莎莎 方华伟 +4 位作者 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 田雅婧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期124-131,共8页
模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和... 模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。 展开更多
关键词 模块化小型核反应堆 严重事故 自动卸压系统
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AP1000应对小破口失水事故的措施分析 被引量：1
8
作者 王连升 《山东工业技术》 2018年第14期110-110,91,共2页
小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念,使用自动泄压系统(ADS)为RCS提供可控降压手段,因而对小破口失水事故的处理方式也与传统核电厂有明显的区别。这些不同的处理措施提高了电... 小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念,使用自动泄压系统(ADS)为RCS提供可控降压手段,因而对小破口失水事故的处理方式也与传统核电厂有明显的区别。这些不同的处理措施提高了电厂的安全性,但与此同时也让电厂面临一些新的挑战。 展开更多
关键词 自动卸压系统 小破口失水事故 概率风险分析
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基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究
9
作者 朱伟 李亚冰 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1399-1404,共6页
先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸... 先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸压的策略进行研究,为严重事故管理提供技术支持。选取全厂断电始发的典型高压熔堆严重事故序列,利用一体化事故分析程序,评估手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS、手动开启第4级ADS 3种方案的卸压效果,并分析一回路卸压对安全壳局部隔间的氢气负面影响。研究结果表明,3种卸压方案均能有效降低一回路压力。但在氢气点火器不可用时,开启第1～3级ADS以及开启第1～4级ADS卸压会引起内置换料水箱隔间氢气浓度迅速增加,可能导致局部氢气燃爆。因此,基于氢气风险考虑,建议在实施严重事故管理导则一回路卸压策略时优先考虑采用第4级ADS进行一回路卸压。 展开更多
关键词 一回路卸压 氢气风险 严重事故缓解 自动卸压系统
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AP1000核电厂第4级自动卸压系统管线排水方案
10
作者 李玮 闫国华 +1 位作者 俞照辉 文忠 《设备管理与维修》 2019年第9期122-124,共3页
介绍AP1000核电厂第4级自动卸压系统(ADS4)管线排水的必要性,提供了拆卸爆破阀法兰螺栓自动排水法、爆破阀剪切盖钻孔疏流法、拆卸上游电动隔离阀排水法、冰塞法等方法的实施方案,并通过对比各方案的优劣给核电厂业主提供参考及思路。
关键词 AP1000 ADS4 自动卸压系统 爆破阀 维修
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