超临界水堆典型事故分析

发布时间：2017-08-26 12:37

  本文关键词：超临界水堆典型事故分析

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【摘要】：选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门误关闭、控制棒抽出、冷却剂泵卡轴事故计算。结果表明,CSR1000反应堆在4种瞬态事故下,都能够保证最高包壳温度(MCST)低于1260℃的安全限值;每个事故下第二流程MCST均高于第一流程MCST;汽轮机阀门误关闭事故具有较小的安全边界。
【作者单位】： 华北电力大学核热工安全与标准化研究所;北京市非能动技术重点实验室;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;
【关键词】： 中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR) 瞬态 安全 SCAC
【基金】：中核核反应堆系统设计技术重点实验室课题(2014BJ0041) 中核核反应堆热工水力技术重点实验室课题(2013B40) 中央高校基本科研业务专项资金项目(2014BJ0086,2014BJ0087)
【分类号】：TL364.4
【正文快照】： 0引言超临界水堆(SCWR)被认为是目前最具有前途的第4代反应堆堆型之一,其与沸水堆(BWR)结构的相似性可以得到技术的更好继承与延伸[1]。目前,SCWR堆芯设计及系统研究是国内外研究的热点。2009年中国核动力研究设计院提出了中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)的概念设计[2],

【相似文献】

中国期刊全文数据库 前10条

1 Morihiro Yoneda;徐谷衡;;皮肤冷暖感及瞬态导热间关系的理论分析[J];国外纺织技术(针织、服装分册);1988年13期

2 陈由旺,陈军;瞬态导热的计算机分析[J];技术教育学报;1997年01期

3 江延明,李玉星,冯叔初,寇杰;气相流量变化过程瞬态压力特性的试验研究[J];油气储运;2002年05期

4 张根p，

本文编号：741545