当前位置:主页 > 科技论文 > 安全工程论文 >

AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析

发布时间:2019-07-04 10:36
【摘要】:1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。
[Abstract]:1000 MW passive advanced PWR AP1000 small break automatic pressure relief system (ADS) spray stage, ADS-4 valve open, spray directly to the containment. When the steam velocity in the hot section reaches the critical value, the liquid phase in the hot section is entrapped to the containment by ADS-4 in the form of droplets. In this paper, the droplet entrainment relation obtained by ATLATS test device of Oregon State University in the United States is used to modify the source code of RELAP5 program, and then the modified RELAP5 program is used to study the droplet entrainment characteristics of ADS-4 in the process of small break water loss accident in AP1000 5.08 cm cold section. The calculation results show that the existing droplet entrainment model of RELAP5 is on the low side to predict the droplet entrainment volume through ADS-4, which will lead to unconservative safety analysis results.
【作者单位】: 西安交通大学核科学与技术学院;国家核电技术公司软件技术中心;国家能源核电软件重点试验室;
【基金】:国家重大科技专项经费资助(2011ZX06004-024-07-02-00)
【分类号】:TL364.4

【共引文献】

相关期刊论文 前10条

1 田敬;吴明;王帅;张炳东;王栋;;应用改型三通实现气液两相流的等干度分配[J];化工学报;2014年03期

2 赵国志;曹欣荣;石兴伟;;DVI 管线中小破口叠加 IRWST 失效引发严重事故的 ERVC 研究[J];核安全;2014年01期

3 王来顺;刘丽芳;田文喜;孟兆明;杨燕华;苏光辉;王成龙;;T型管内泡状流相分离特性研究[J];核动力工程;2014年02期

4 向延;孙都成;刘建昌;巫英伟;张鹏;秋穗正;苏光辉;;AP1000中ADS-4第4级自动降压系统夹带试验研究[J];核动力工程;2015年04期

5 徐财红;史国宝;;RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究[J];原子能科学技术;2014年02期

6 杨江;王婷;陶俊;高玲媛;卢向晖;;福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究[J];原子能科学技术;2014年07期

7 孙都成;田文喜;秋穗正;苏光辉;张鹏;刘建昌;马盈盈;;AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析[J];原子能科学技术;2015年02期

8 丁雷;傅孝良;孟兆明;刘丽芳;田文喜;杨燕华;苏光辉;;AP1000中ADS-4液体夹带模型研究[J];原子能科学技术;2015年05期

9 孟兆明;董博;丁雷;傅孝良;田文喜;杨燕华;苏光辉;;AP1000中ADS-4液体夹带实验研究[J];原子能科学技术;2015年05期

10 向延;孙都成;章静;巫英伟;张鹏;秋穗正;苏光辉;;AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究[J];原子能科学技术;2015年08期

相关硕士学位论文 前1条

1 喻章程;聚变—裂变混合能源堆非能动安全系统的应用及安全分析[D];清华大学;2013年

【相似文献】

相关期刊论文 前10条

1 博金海,张佑杰,吴少融,张雪松,何学东;核供热堆失水事故模拟实验研究[J];清华大学学报(自然科学版);1995年06期

2 郭景任,施工,赵兆颐,田嘉夫;200MW池式供热堆失水事故分析[J];核动力工程;2000年02期

3 林诚格;刘志_";赵瑞昌;;压水堆失水事故最佳估算方法研究[J];核安全;2010年01期

4 王伟;陈力生;张帆;;船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析[J];辐射研究与辐射工艺学报;2012年02期

5 苏光辉,喻真烷,,郭玉君,张金玲,秋穗正,贾斗南;小破口失水事故喷放阶段临界时间的计算方法[J];西安交通大学学报;1994年06期

6 苏光辉,喻真烷,郭玉君,张金玲,秋穗正,贾斗南;小破失水事故喷放阶段临界时间的实验研究和理论计算[J];辐射防护通讯;1994年04期

7 博金海,张佑杰,吴少融,韩兵,何学东,张雪松;低温堆上空腔失水事故模拟实验研究[J];核动力工程;1996年05期

8 王荣忠,王勇;秦山核电二期工程失水事故分析[J];核动力工程;2003年S1期

9 陈巧艳;;采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析[J];核安全;2004年03期

10 信世堡;邵世威;张志俭;;大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价[J];核动力工程;2008年03期

相关会议论文 前2条

1 黄涛;蔡琦;赵新文;;基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析[A];第五届北京核学会核技术应用学术交流会论文集[C];2008年

2 骆邦其;;中破口失水事故的峰值包壳温度与破口等效直径[A];中国核科学技术进展报告(第二卷)——中国核学会2011年学术年会论文集第3册(核能动力分卷(下))[C];2011年

相关硕士学位论文 前2条

1 郑丽馨;田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故概率安全分析[D];哈尔滨工程大学;2007年

2 刘爱明;改进型AP1000失水事故的仿真模拟[D];华北电力大学(北京);2011年



本文编号:2509855

资料下载
论文发表

本文链接:https://www.wllwen.com/kejilunwen/anquangongcheng/2509855.html


Copyright(c)文论论文网All Rights Reserved | 网站地图 |

版权申明:资料由用户5d131***提供,本站仅收录摘要或目录,作者需要删除请E-mail邮箱bigeng88@qq.com