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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非能动堆芯应急冷却系统试验分析 被引量：1

2

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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AP1000核电厂自动卸压系统功能分析 被引量：6

3

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

4

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

5

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自动降压系统误开启事故仿真分析 被引量：3

6

作者 王伟伟 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期410-415,共6页

针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、... 针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比(MDNBR)等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。 展开更多

关键词 AP1000 自动降压系统 误开启 仿真分析

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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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基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算 被引量：1

8

作者 庄少欣 孙微 +2 位作者 刘宇生 靖剑平 安婕铷 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期588-594,共7页

基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取... 基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析.结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性. 展开更多

关键词 TRACE 自动泄压系统 非能动核电厂

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AP1000核电站非能动堆芯冷却系统分析及仿真

9

作者 钱虹 辛浩 秦士民 《上海电力学院学报》 CAS 2011年第6期544-548,553,共6页

分析了AP1000核电站的非能动堆芯冷却系统的组成,并对其子系统的监控界面和触发逻辑组态进行了仿真,形成了一套对系统及触发逻辑的整体测试方案.

关键词 非能动 堆芯冷却系统 自动降压系统 安全注水系统

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AP1000自动降压系统在PRA中的作用

10

作者 李肇华 仇永萍 《核电工程与技术》 2008年第1期33-39,共7页

本文对AP1000概率风险评价（PRA）报告中涉及自动降压系统的有关内容进行了概括，包括故障树模型、内部事件功率运行工况及外部事件等方面的分析，由此阐明自动降压系统在AP1000PRA中的作用。

关键词 AP1000 概率风险评价 自动降压系统

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AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算 被引量：2

11

作者 乔雪冬 安婕铷 +3 位作者 贾斌 孙微 靖剑平 张春明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期852-857,共6页

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算... 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生ADS阀门误启动事故后的安全性。 展开更多

关键词 AP1000 RELAP5 自动泄压系统

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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述 被引量：1

12

作者 陆道纲 张钰浩 +4 位作者 李向宾 周世梁 曹琼 隋丹婷 王汉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。 展开更多

关键词 内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 第1~3级自动降压系统 传热特性 综述

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