自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

发布时间：2022-02-26 10:41

　　破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。 

【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(05)北大核心EICSCD

【文章页数】：7 页

【文章目录】：
1 NHR-200Ⅱ简介
    1.1 NHR-200Ⅱ主要结构和设计
    1.2 NHR-200Ⅱ的安全设计理念和特点
        1) 主回路采用自然循环运行
        2) 大的水装量和较低的压力/功率密度
        3) 一体化布置的反应堆设计
        4) 有效反应性控制
        5) 非能动余热载出
        6) 中间回路设置
2 NHR-200Ⅱ失水事故计算和分析
    2.1 事故过程描述
    2.2 分析模型和假设
    2.3 计算结果和分析
3 总结


【参考文献】：
期刊论文
[1]核能综合利用研究现状与展望[J]. 王建强,戴志敏,徐洪杰.  中国科学院院刊. 2019(04)
[2]低温核能供热经济分析[J]. 田嘉夫,杨富.  核动力工程. 1994(06)
[3]RETRAN-02程序的应用研究和实例[J]. 浦胜娣,孙吉良.  原子能科学技术. 1992(01)
[4]城市采暖用低温核供热站的参数规模及经济性[J]. 田嘉夫,杨富.  区域供热. 1991(02)
[5]5MW供热堆控制棒水力驱动系统[J]. 吴元强,胡月东,程云升,杨念祖,张福录.  清华大学学报(自然科学版). 1990(06)
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本文编号：3644462