核科学与工程
覈科學與工程
핵과학여공정
CHINESE JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING
2014年
4期
530-536
,共7页
严重事故%非能动安全壳冷却系统%敏感性分析
嚴重事故%非能動安全殼冷卻繫統%敏感性分析
엄중사고%비능동안전각냉각계통%민감성분석
severe accident%passive containment cooling system%sensitivity analysis
采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为.并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力.计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性.分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力.
採用一體化事故分析程序建立瞭包括主冷卻劑繫統、專設安全設施、安全殼繫統和非能動安全殼冷卻繫統(PCS)的海暘覈電一期工程覈電廠模型,對覈電廠壓力容器直接註射(DVI)管線破裂、冷段雙耑斷裂、自動卸壓繫統(ADS)誤啟動、熱段2英吋破口等嚴重事故序列進行瞭模擬計算,分析反應堆繫統的熱工水力行為.併通過安全殼繫統的壓力和溫度響應,分析瞭非能動安全殼冷卻繫統在嚴重事故工況下的冷卻能力.計算錶明,對于分析的嚴重事故工況,在72h內,PCS的冷卻能力能夠保持安全殼內壓力和溫度處于較低水平,可以保障安全殼完整性.分彆針對PCS水膜覆蓋率以及環境溫度對PCS冷卻效果進行瞭敏感性分析,錶明水膜覆蓋率降低和環境溫度升高均會使PCS冷卻能力降低,安全殼內壓力升高,但均未超齣其設計壓力.
채용일체화사고분석정서건립료포괄주냉각제계통、전설안전설시、안전각계통화비능동안전각냉각계통(PCS)적해양핵전일기공정핵전엄모형,대핵전엄압력용기직접주사(DVI)관선파렬、랭단쌍단단렬、자동사압계통(ADS)오계동、열단2영촌파구등엄중사고서렬진행료모의계산,분석반응퇴계통적열공수역행위.병통과안전각계통적압력화온도향응,분석료비능동안전각냉각계통재엄중사고공황하적냉각능력.계산표명,대우분석적엄중사고공황,재72h내,PCS적냉각능력능구보지안전각내압력화온도처우교저수평,가이보장안전각완정성.분별침대PCS수막복개솔이급배경온도대PCS냉각효과진행료민감성분석,표명수막복개솔강저화배경온도승고균회사PCS냉각능력강저,안전각내압력승고,단균미초출기설계압력.
