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题名中国超临界水堆完全失流事故分析
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作者
张丹
鲁剑超
刘松涛
单建强
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机构
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
西安交通大学
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第1期83-86,共4页
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文摘
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。
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关键词
中国超临界水堆
完全失流
APROS
非能动
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Keywords
CRS1000, Complete loss of forced flow, APROS, Passive
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分类号
TL411
[核科学技术—核技术及应用]
TL364.4
[核科学技术—核技术及应用]
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