中国超临界水堆完全失流事故分析

张丹; 鲁剑超; 刘松涛; 单建强

中国超临界水堆完全失流事故分析

1. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室, 成都, 610041;
2. 西安交通大学, 西安, 710049

详细信息

作者简介:
张丹(1984—),男,工程师。2010年毕业于中国核动力研究设计院核能科学与工程专业,获硕士学位。现主要从事反应堆热工水力和安全研究。鲁剑超(1976—),男,高级工程师。1999年毕业于西安交通大学核能与热能工程系,获学士学位。现主要从事反应堆热工水力和安全研究。刘松涛(1979—),男,高级工程师。2005年毕业于中国核动力研究设计院核能科学与工程专业,获硕士学位。现主要从事反应堆热工水力和安全研究。

中图分类号: TL411;TL364⁺.4
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出版历程
- 收稿日期: 2012-10-24
- 修回日期: 2012-11-12
- 网络出版日期: 2025-03-08

Analysis of Complete Loss of Forced Flow Accident in China Super-Critical Water Reactor

1. Science and Technology on Reactor System Design Technology, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610041, China;
2. School ofNuclear Science and Technology, Xi'an Jiaotong University, Xi'an 710049, China

摘要

摘要: 中国超临界水堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1000冷却剂系统(RCS)和相关安全系统建模,分析CSR1000在完全失流事故下的堆芯热工-水力学性能。分析表明,在失流事故短期阶段,高压给水箱可缓解事故;长期阶段,非能动余热排出系统(PRHR)的投入能使堆芯维持在安全状态。
- 中国超临界水堆 /
- 完全失流 /
- APROS /
- 非能动
Abstract: China supercritical water reactor（CRS1000） was developed by NPIC,which has pressure vessel,double flow pass core,and directly cycle loop.As these characteristics,loss of feed water or loss of offsite power will cause the complete loss of forced flow accident,and the first pass core will encounter flow reversal course during the accident,which make the LOFA（Loss Of forced Flow Accident） become the more serious accident in CRS1000.The CRS1000 system model was created by APROS,and LOFA was analyzed by this model.The result shows that,during the short time of LOFA,the operation of HFT（High pressure Feed water Tank） will mitigate the accident,and in long time,the PRHR（Passive Residual Heat Removal system） will function and make the core at the safety condition.
- CRS1000 /
- Complete loss of forced flow /
- APROS /
- Passive