AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析 被引量：5

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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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ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析 被引量：11

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作者 房芳芳 杨福明 +1 位作者 郝博涛 王楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1393-1399,共7页

对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果... 对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架(ACME)中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明:在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统整体试验台架 小破口 试验 RELAP5

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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

3

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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全厂断电工况下ACME台架PRHR HX模化失真分析

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作者 刘宇生 许超 +3 位作者 谭思超 靖剑平 庄少欣 王楠 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1689-1695,共7页

在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(pa... 在大型先进非能动核电厂安全审评过程中,我国核安全监管机构利用非能动堆芯冷却系统整体试验(ad⁃vanced core-cooling mechanism experiment,ACME)开展了全厂断电(station blackout,SBO)整体效应试验,为评估缩比非能动余热排出换热器(passive residual heat removal heat exchanger,PRHR HX)对原型性能的再现能力,本文分析了缩比PRHR HX的流动换热特性,利用多级双向模化分析方法开展了PRHR HX支路自然循环现象的模化分析,研究了SBO试验PRHR HX的失真特性。结果表明:以热阱数为主要模化准则的缩比PRHR HX具有良好的换热性能,事故期间可有效载出堆芯衰变热,实现与堆芯衰变功率的匹配;ACME缩比PRHR换热器以可接受的失真再现了原型的换热能力、通流能力和流动阻力特性;事故瞬态过程中,PRHR自然循环过程的特征时间和模化准则数均呈现动态变化,导致缩比PRHR HX的模化失真也具有显著的动态特性。 展开更多

关键词 全厂断电 试验模拟 比例分析 自然循环 非能动堆芯冷却系统整体试验 比例失真 动态特性 非能动余热排出

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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

5

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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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

6

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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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

7

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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非能动堆芯冷却系统缓解小破口失水事故的特点分析

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作者 王煦嘉 詹文辉 《核电工程与技术》 2008年第1期21-25,共5页

本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的设计及其运行机制，以及在缓解小破口失水事故（SBLOCA）中的系统响应，并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统（ECCS）缓解SBLOCA的过程进行比较，给出PXS缓解SBLOCA的特点。

关键词 AP1000 非能动堆芯冷却系统 小破口失水事故 应急堆芯冷却系统

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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

9

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

10

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

11

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

12

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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《非能动堆芯冷却系统设计要求》等5项标准通过审查

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作者 张学耀 《核标准计量与质量》 2019年第3期56-56,共1页

2019年9月18日至20日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了5项能源行业核电标准英文版送审稿审查会。中广核工程有限公司、生态环境部核设施安全监管司、中国标准化研究院、中国核电工程有限公司、中广核研究院有限公... 2019年9月18日至20日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了5项能源行业核电标准英文版送审稿审查会。中广核工程有限公司、生态环境部核设施安全监管司、中国标准化研究院、中国核电工程有限公司、中广核研究院有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、华龙国际核电技术有限公司. 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 《非能动堆芯冷却系统设计要求》 核电标准

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