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HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

刘文斌 宋霁阳 邓才玉 康长虎 向玉新 宋雨鸽 刘畅 郭雨非 邢如均

刘文斌, 宋霁阳, 邓才玉, 康长虎, 向玉新, 宋雨鸽, 刘畅, 郭雨非, 邢如均. HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析[J]. 核动力工程, 2022, 43(3): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0074
引用本文: 刘文斌, 宋霁阳, 邓才玉, 康长虎, 向玉新, 宋雨鸽, 刘畅, 郭雨非, 邢如均. HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析[J]. 核动力工程, 2022, 43(3): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0074
Liu Wenbin, Song Jiyang, Deng Caiyu, Kang Changhu, Xiang Yuxin, Song Yuge, Liu Chang, Guo Yufei, Xing Rujun. Transient Characteristics Analysis of 2000 kW High Temperature and High Pressure Test Loop of HFETR during Loss of Power Accident of Main Pump[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(3): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0074
Citation: Liu Wenbin, Song Jiyang, Deng Caiyu, Kang Changhu, Xiang Yuxin, Song Yuge, Liu Chang, Guo Yufei, Xing Rujun. Transient Characteristics Analysis of 2000 kW High Temperature and High Pressure Test Loop of HFETR during Loss of Power Accident of Main Pump[J]. Nuclear Power Engineering, 2022, 43(3): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0074

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0074
基金项目: 中核集团青年英才项目(CNNC-2020-08)
详细信息
    作者简介:

    刘文斌(1993—),男,硕士研究生,助理工程师,主要从事反应堆物理-热工耦合研究,Email: lwenbin@mail.ustc.edu.cn

  • 中图分类号: TL36

Transient Characteristics Analysis of 2000 kW High Temperature and High Pressure Test Loop of HFETR during Loss of Power Accident of Main Pump

  • 摘要: 为了研究高通量工程试验堆(HFETR)内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性,基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型,采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明,在主泵断电事故过程中,主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况,流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半,燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K;之后由于功率的不断下降,包壳温度随之不断下降;事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3,表明不会发生偏离泡核沸腾,满足安全要求。

     

  • 图  1  2000 kW考验回路RELAP5模型

    Figure  1.  RELAP5 Model for 2000 kW Test Loop

    图  2  质量流量的计算值与试验值对比

    Figure  2.  Comparison of Calculated Value and Test Value for Mass Flow     

    图  3  主泵断电事故工况下考验回路主要参数的瞬态特性

    Figure  3.  Transient Characteristics of Main Parameters of Test Loop under Loss of Power Accident of Main Pump

    表  1  主要参数的初始值

    Table  1.   Initial Values of Main Parameters

    主要参数参数值
    初始核功率/kW270
    初始稳压器压力/MPa13.7
    初始入口水温/K518
    初始冷却剂流量/( kg·s-1)1.41
    二次侧给水温度/K297
    二次侧给水流量/ ( kg·s-1)2.21
    二次侧压力/MPa0.6
    主泵出口流量低整定值/%(额定值)75
    停堆信号延迟时间/s0.25
    下载: 导出CSV

    表  2  主泵断电事故主要事件序列

    Table  2.   Main Event Sequence during Loss of Power Accident of Main Pump

    事件序列时间/s
    两路外电源失电0
    流量低停堆信号产生3.36
    控制棒开始下插3.61
    DNBR达到最小3.79
    燃料包壳温度达到峰值4.34
    衰减到额定流量一半时间5.48
    辐照装置出口水温开始下降5.90
    下载: 导出CSV
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出版历程
  • 收稿日期:  2021-04-15
  • 录用日期:  2021-05-26
  • 修回日期:  2021-09-07
  • 刊出日期:  2022-06-07

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