核动力工程
覈動力工程
핵동력공정
NUCLEAR POWER ENGINEERING
2013年
1期
78-82
,共5页
党高健%黄代顺%鲁剑超%高颖贤%单建强
黨高健%黃代順%魯劍超%高穎賢%單建彊
당고건%황대순%로검초%고영현%단건강
中国超临界水冷堆(CSR1000)%双流程堆芯%大破口失水事故%APROS程序
中國超臨界水冷堆(CSR1000)%雙流程堆芯%大破口失水事故%APROS程序
중국초림계수랭퇴(CSR1000)%쌍류정퇴심%대파구실수사고%APROS정서
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析.冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升.自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热.高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间.喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没.冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段.
為瞭驗證中國超臨界水冷堆CSR1000的安全特性,評估CSR1000安全繫統的性能,採用APROS程序進行瞭該堆型的冷段大破口失水事故分析.冷段大破口情況下,噴放階段的顯著特徵是堆芯冷卻劑在冷段破口噴放作用下迅速髮生反嚮流動,熱段的高溫、低密度流體進入堆芯導緻堆芯傳熱噁化,包殼溫度迅速上升.自動卸壓繫統(ADS)閥門的啟動可恢複堆芯冷卻劑正嚮流動,有效緩解堆芯過熱.高壓給水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷卻劑供給,併為低壓安註的啟動提供足夠的響應時間.噴放結束後,堆芯逐漸被低壓安註再淹沒.冷段大破口的最高包殼溫度為920℃,低于安全限值(1260℃)約340℃,齣現在噴放階段.
위료험증중국초림계수랭퇴CSR1000적안전특성,평고CSR1000안전계통적성능,채용APROS정서진행료해퇴형적랭단대파구실수사고분석.랭단대파구정황하,분방계단적현저특정시퇴심냉각제재랭단파구분방작용하신속발생반향류동,열단적고온、저밀도류체진입퇴심도치퇴심전열악화,포각온도신속상승.자동사압계통(ADS)벌문적계동가회복퇴심냉각제정향류동,유효완해퇴심과열.고압급수상(HFT)가제공사고조기적퇴심냉각제공급,병위저압안주적계동제공족구적향응시간.분방결속후,퇴심축점피저압안주재엄몰.랭단대파구적최고포각온도위920℃,저우안전한치(1260℃)약340℃,출현재분방계단.
