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AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析 被引量：3
1
作者 王伟伟 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期410-415,共6页
针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、... 针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比(MDNBR)等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。 展开更多
关键词 AP1000 自动降压系统 误开启 仿真分析
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ADS自动降压系统阀门可控降压分析
2
作者 卓家桂 张志超 周金跃 《通用机械》 2015年第12期62-65,共4页
介绍了ADS自动降压系统阀门的功能特性,描述数值分析模型的建立及其理论基础,对数值模拟方法与理论计算方法的分析比较,通过数值模拟方法针对阀门不同开度选取和流动特性进行分析,得到等步长压降下质量流与阀门开度的曲线,为实现反应堆... 介绍了ADS自动降压系统阀门的功能特性,描述数值分析模型的建立及其理论基础,对数值模拟方法与理论计算方法的分析比较,通过数值模拟方法针对阀门不同开度选取和流动特性进行分析,得到等步长压降下质量流与阀门开度的曲线,为实现反应堆冷却剂系统的可控降压提供理论数据。 展开更多
关键词 ADS 自动降压系统 阀门 可控降压 数值模拟 分析
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AP1000自动降压系统在PRA中的作用
3
作者 李肇华 仇永萍 《核电工程与技术》 2008年第1期33-39,共7页
本文对AP1000概率风险评价（PRA）报告中涉及自动降压系统的有关内容进行了概括，包括故障树模型、内部事件功率运行工况及外部事件等方面的分析，由此阐明自动降压系统在AP1000PRA中的作用。
关键词 AP1000 概率风险评价 自动降压系统
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核电厂自动降压系统阀门误开启始发严重事故源项研究
4
作者 闫瑾 张捷敏 +3 位作者 龙亮 薛娜 石雪垚 邱林 《中国科技成果》 2023年第8期29-32,共4页
自动降压系统阀门误开启触发严重事故时,可能威胁安全壳完整性,导致安全壳早期失效.安全壳早期失效对大量放射性释放频率(LRF)的贡献高达38%,有必要对该始发严重事故下的源项进行分析.应用一体化程序建立AP1000事故分析模型,以自动降压... 自动降压系统阀门误开启触发严重事故时,可能威胁安全壳完整性,导致安全壳早期失效.安全壳早期失效对大量放射性释放频率(LRF)的贡献高达38%,有必要对该始发严重事故下的源项进行分析.应用一体化程序建立AP1000事故分析模型,以自动降压系统阀门误开启始发严重事故为研究对象,模拟了严重事故进程,分析了裂变产物的释放和迁移特性以及堆腔水位对裂变产物释放的影响.研究表明,计算结束时,堆芯释放的惰性气体有74.5%释放到环境;49.6%和28.6%的挥发性裂变产物及非挥发性裂变产物仍滞留在安全壳内,15.7%的挥发性裂变产物和2.1%的非挥发性裂变产物释放到环境.堆腔中水位较高时,挥发性及非挥发性裂变产物向压力容器外释放的份额较少,同时推迟了压力容器外释放阶段的进程. 展开更多
关键词 AP1000 自动降压系统阀门误开启 严重事故 源项 裂变产物
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AP1000核电站非能动堆芯冷却系统分析及仿真
5
作者 钱虹 辛浩 秦士民 《上海电力学院学报》 CAS 2011年第6期544-548,553,共6页
分析了AP1000核电站的非能动堆芯冷却系统的组成,并对其子系统的监控界面和触发逻辑组态进行了仿真,形成了一套对系统及触发逻辑的整体测试方案.
关键词 非能动 堆芯冷却系统 自动降压系统 安全注水系统
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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述 被引量：1
6
作者 陆道纲 张钰浩 +4 位作者 李向宾 周世梁 曹琼 隋丹婷 王汉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。 展开更多
关键词 内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 第1~3级自动降压系统 传热特性 综述
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AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析 被引量：2
7
作者 路璐 郑利民 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第9期90-94,共5页
第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理,使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化,安全性、可靠性、经济性大幅度提高,以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件(Utility Requirements ... 第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理,使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化,安全性、可靠性、经济性大幅度提高,以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件(Utility Requirements Document,URD)第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求:在很小的反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)净泄漏率(不大于2.27 m3·h-1)条件下,具有足够的系统冷却剂装量及补水能力,以保证在8 h(28 800 s)内不会触发自动降压系统而进行计算分析,本分析采用安全分析报告小破口失水事故(Loss of coolant accident,LOCA)分析采用的NOTRUMP程序,分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂系统泄漏 自动降压系统 业主要求文件
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