科技导报
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과기도보
SCIENCE & TECHNOLOGY REVIEW
2012年
21期
26-29
,共4页
丧失正常给水%非能动余热排出系统%事故分析%AP1000
喪失正常給水%非能動餘熱排齣繫統%事故分析%AP1000
상실정상급수%비능동여열배출계통%사고분석%AP1000
AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性.其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故.本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算.并且着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较.研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态.
AP1000作為第三代革新型覈電廠,廣汎採用瞭非能動安全設計,來提高繫統的安全性和經濟性.其中,非能動餘熱排齣繫統(PRHR)用于應對正常餘熱排齣路徑失效的事故.本文採用機理性分析程序建立瞭包括主冷卻劑繫統(RCS)、專設安全設施(ESF)、以及簡化的二迴路繫統的AP1000覈電廠模型,對AP1000覈電廠喪失正常給水事故進程進行瞭模擬計算.併且著重分析瞭非能動餘熱排齣繫統在喪失正常給水事故工況中的瞬態響應、熱工水力行為及其冷卻能力,併將PRHR與內置換料水箱(IRWST)的換熱功率與堆芯衰變熱功率進行瞭比較.研究錶明,在喪失正常給水事故中,PRHR的熱移齣功率最終能夠與堆芯的衰變功率相匹配,PRHR熱交換器(PRHR HX)有能力帶走衰變熱,將反應堆主繫統維持在安全停堆的狀態.
AP1000작위제삼대혁신형핵전엄,엄범채용료비능동안전설계,래제고계통적안전성화경제성.기중,비능동여열배출계통(PRHR)용우응대정상여열배출로경실효적사고.본문채용궤이성분석정서건립료포괄주냉각제계통(RCS)、전설안전설시(ESF)、이급간화적이회로계통적AP1000핵전엄모형,대AP1000핵전엄상실정상급수사고진정진행료모의계산.병차착중분석료비능동여열배출계통재상실정상급수사고공황중적순태향응、열공수역행위급기냉각능력,병장PRHR여내치환료수상(IRWST)적환열공솔여퇴심쇠변열공솔진행료비교.연구표명,재상실정상급수사고중,PRHR적열이출공솔최종능구여퇴심적쇠변공솔상필배,PRHR열교환기(PRHR HX)유능력대주쇠변열,장반응퇴주계통유지재안전정퇴적상태.
