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浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性
1
作者
王珏
王琮
+1 位作者
刘建阁
李龙泽
《舰船科学技术》
北大核心
2019年第19期84-88,共5页
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系...
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。
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关键词
核动力装置
堆舱系统
瞬态热工水力
RELAP5程序
MELCOR程序
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职称材料
题名
浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性
1
作者
王珏
王琮
刘建阁
李龙泽
机构
海军工程大学核科学技术学院
武汉第二船舶设计研究所
出处
《舰船科学技术》
北大核心
2019年第19期84-88,共5页
基金
国家重点研发计划资助项目(2017YFC0307800-06)
文摘
为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。
关键词
核动力装置
堆舱系统
瞬态热工水力
RELAP5程序
MELCOR程序
Keywords
marine
nuclear
power
plant
reactor
compartment
system
transient
thermal-hydraulic
RELAP5
code
MELCOR
code
分类号
P751 [交通运输工程—港口、海岸及近海工程]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
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1
浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性
王珏
王琮
刘建阁
李龙泽
《舰船科学技术》
北大核心
2019
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