小型堆非能动安全系统初步设计

发布时间：2021-05-10 17:12

　　非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。 

【文章来源】：核科学与工程. 2020,40(04)北大核心CSCD

【文章页数】：8 页

【文章目录】：
1 系统初步方案
    1.1 初步方案概述
    1.2 系统协同运行
2 事故分析论证
    2.1 计算模型
        2.1.1 主系统模型
        2.1.2 安全壳模型
    2.2 大破口失水事故下容量论证
        2.2.1 堆芯响应分析
        2.2.2 安全壳响应分析
    2.3 全厂断电事故下容量论证
        2.3.1 预防措施有效性分析
        2.3.2 缓解措施有效性分析
3 结论


【参考文献】：
期刊论文
[1]非能动安全壳冷却系统设计研究[J]. 李军,刘长亮,李晓明.  核科学与工程. 2018(04)
[2]抑压式安全壳的抑压特性研究[J]. 全标,蒋孝蔚,陈志辉,范凯,王亮,唐彬,杨俊明.  核动力工程. 2014(02)
[3]百万千瓦级压水堆严重事故下氢气源项及氢气控制有效性分析[J]. 邹杰,佟立丽,曹学武,顾健,薛峻峰,江宇,郝禄禄,仇苏辰,刘力.  核动力工程. 2013(S1)



本文编号：3179741