高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

党高健 黄代顺 鲁剑超 高颖贤 单建强

党高健, 黄代顺, 鲁剑超, 高颖贤, 单建强. 超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析[J]. 核动力工程, 2013, 34(1): 78-82.
引用本文: 党高健, 黄代顺, 鲁剑超, 高颖贤, 单建强. 超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析[J]. 核动力工程, 2013, 34(1): 78-82.
DANG Gao-jian, HUANG Dai-shun, LU Jian-chao, GAO Ying-xian, DAN Jian-qiang. Large-Break Accident Analysis of Supercritical Water-Cooled Reactor CSR1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(1): 78-82.
Citation: DANG Gao-jian, HUANG Dai-shun, LU Jian-chao, GAO Ying-xian, DAN Jian-qiang. Large-Break Accident Analysis of Supercritical Water-Cooled Reactor CSR1000[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(1): 78-82.

超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

详细信息
    作者简介:

    党高健(1978—),男,高级工程师。2008年毕业于西安交通大学热能工程专业,获博士学位。现主要从事反应堆热工水力和安全分析研究。黄代顺(1974—),男,高级工程师。1998年毕业于西安交通大学反应堆工程专业,获学士学位。现主要从事反应堆热工水力和安全分析研究。鲁剑超(1976—),男,高级工程师。1999年毕业于西安交通大学核工程与核技术专业,获学士学位。现主要从事反应堆热工水力和安全分析研究。

  • 中图分类号: TL333

Large-Break Accident Analysis of Supercritical Water-Cooled Reactor CSR1000

  • 摘要: 为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。

     

  • 加载中
计量
  • 文章访问数:  18
  • HTML全文浏览量:  5
  • PDF下载量:  0
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2012-11-15
  • 修回日期:  2012-12-20
  • 网络出版日期:  2025-03-08

目录

    /

    返回文章
    返回