典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

作     者：杨雯 任彦昊 吴攀 单建强 YANG Wen;REN Yanhao;WU Pan;SHAN Jianqiang

作者机构：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 

出 版 物：《核科学与工程》 (Nuclear Science and Engineering)

年 卷 期：2021年第41卷第2期

页      面：366-377页

核心收录：

学科分类：082703[工学-核技术及应用] 08[工学] 0827[工学-核科学与技术] 

基　　金：国家重点研发计划(2018YFE0116100) 

主　　题：超临界水堆 非能动安全系统 CSR1000 安全系统设计 事故分析 

摘      要：超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。