检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2019年第1期53卷 124-131页

作者：尹莎莎方华伟秋穗正黄伟陈志辉田野田雅婧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

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... 详细信息

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。

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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典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 108-118页

作者：于沛邢继马海福孟兆明孙中宁哈尔滨工程大学黑龙江哈尔滨150001 中国核电工程有限公司北京100840 中国核动力研究设计院四川成都610041

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... 详细信息

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。

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核电厂自动卸压系统功能分析

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热力发电 2016年第5期45卷 84-87,99页

作者：黄雄吕雪峰李依霖陈彦霖华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学(保定)能源动力与机械工程学院河北保定071003

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... 详细信息

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。

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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AP1000核电厂第4级自动卸压系统管线排水方案

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设备管理与维修 2019年第9期 122-124页

作者：李玮闫国华俞照辉文忠国核电站运行服务技术有限公司上海200233

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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AP1000自动卸压系统的特点和设计优化

AP1000自动卸压系统的特点和设计优化

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中国核学会2011年学术年会

作者：金飞三门核电有限公司

自动卸压系统大大加强了电站缓解设计基准事故的能力,是AP1000核电厂设计的特点之一。通过总结该系统的卸压、排气等功能特点和中国项目开工后进行的设计优化,以及对比国内现役传统核电站,分析该系统设计理念和运行方式的先进性。同时... 详细信息

自动卸压系统大大加强了电站缓解设计基准事故的能力,是AP1000核电厂设计的特点之一。通过总结该系统的卸压、排气等功能特点和中国项目开工后进行的设计优化,以及对比国内现役传统核电站,分析该系统设计理念和运行方式的先进性。同时就该系统目前设计状态,提出实际工程中需要关注的方面。

关键词：自动卸压系统卸压排气

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AP1000自动卸压系统误启动降压分析

AP1000自动卸压系统误启动降压分析

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：杨江 WANG Ting LU Xiang-hui 中国广核集团中广核研究院有限公司 China Nuclear Power Technology Research Institute China Guangdong Nuclear Power Group

假设AP1000核电厂发生自动卸压系统误启动的始发事件,引发了事故初期的反应堆冷却剂系统快速降压。利用RELAP/SCDAPSIM程序对该事故初期进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、堆芯流量、DNBR等重要参数的瞬态变化... 详细信息

假设AP1000核电厂发生自动卸压系统误启动的始发事件,引发了事故初期的反应堆冷却剂系统快速降压。利用RELAP/SCDAPSIM程序对该事故初期进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、堆芯流量、DNBR等重要参数的瞬态变化。分析结果表明,超温△T反应堆保护系统信号可提供合适的保护,DNBR值高于安全分析限值。

关键词： AP1000 自动卸压系统 DNBR

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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

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第一届全国空间核动力学术会议

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... 详细信息

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.

关键词：模块化小型核反应堆自动卸压系统优化设计敏感性分析

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先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究

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核动力工程 2003年第2期24卷 158-163页

作者：彭云康郑华中国核动力研究设计院成都610041

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... 详细信息

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。

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

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重庆大学学报（自然科学版） 2003年第5期26卷 46-51页

作者：彭云康李夔宁童明伟郑华肖泽军重庆大学动力工程学院重庆400044 中国核动力研究设计院四川成都610041

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... 详细信息

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。

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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基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究

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原子能科学技术 2015年第8期49卷 1399-1404页

作者：朱伟李亚冰佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

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... 详细信息

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。

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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