RELAP 5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性 ,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的 ,用RELAP5 /MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析 ,通过计算结果与实验结果的比较 ,初步评价了RELAP5 /MOD3.

用RELAP5程序分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序(如RELAP5等)的计算能力是非常重要的。中国核动力研究设计院设计建造了原理性的非能动堆芯应急冷却系统实验装置,并完成了相关实验研究,取得一批有价值的数据。本文用RELAP5/MOD3.2程序对实验过程进行了模拟分析,通过计算结果与实验结果的比较,初步评价了RELAP5/MOD3.2程序的计算能力。

先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究

对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。

堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究

实验模拟核反应堆堆芯失水后堆芯熔融物和被加热压力容器壁等热块再淹没时的应急冷却过程。实验研究发现,液滴飞溅对热块钢板起到了预冷作用,在淹没液位上升的过程中,热块纵向导热越来越强,被淹没位置具有很高的中心冷却速率;热块被淹没位置的中心冷却速率并不随浸没速率单调变化,而是在一定区间内呈起伏变化,这说明在某个淹没速率下存在一个最小中心冷却速率的区间,因此在进行应急冷却时要避免这个区间;在高温情况下,冷却的初始温度对中心冷却速率影响不大。

非能动堆芯应急冷却系统试验分析

在改造后的AC6 0 0全压堆芯补水箱实验装置上 ,实验研究了不同尺寸的冷段破口 ,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响 ,描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。

非能动堆芯应急冷却系统试验

为了研究先进水堆非能动堆芯应急冷却系统中各主要设备的行为和系统性能,中国核动力研究设计院在AC-600全压堆芯补水箱补水性能实验装置的基础上建成了非能动堆芯应急冷却系统试验装置.在该试验货装置上,根据不同的冷端破口直径、不同的压力平衡管和不同的自动卸压系统操作逻辑进行了一系列试验,试验结果表明,不同的试验条件下,非能动堆芯应急冷却系统能够对堆芯进行冷却。

秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证

秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据。

恒热源工况应急冷却方案设计与技术经济分析

针对某个恒定热源的待冷却工况,设计了4种散热的车载冷却方案,以应对原有冷却系统因紧急灾害失效致热量积聚从而使冷却水池沸腾产生极端事故的情况,并对各个方案运行过程中动态的空间散热比、造价散热比、风量散热比和水耗散热比进行综合分析,得出各个方案的劣势因子。结果表明:空冷器与蒸发冷却器串联方案稳定运行时段比降温运行时段劣势因子增加了7.43%;两级蒸发冷却器串联但前级蒸发冷却器先期不喷淋方案随着水池温度的稳定,劣势因子下降10.53%;回水预冷后全部蒸发冷却器方案的劣势因子总体最小,故此方案为允许一定水耗条件下技术经济性最好的方案;在无补充水条件下,全空冷方案虽然空间散热比、造价散热比和风量散热比均最高,但水耗散热比为零,此方案具有不可替代性。

用RELAP5对非能动堆芯应急冷却系统的瞬态分析

全压堆芯补水箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备。为了验证CMT在中、小破口失水事故时的重力排放特性,本文用RELAP5程序对其进行了分析,将计算结果与模拟试验结果进行了比较分析。说明了AC600的堆芯补水箱在重力作用下的非能动补水是可行的。

非能动应急冷却高位水源系统设计介绍

田湾核电站5、6号机组是福岛事故后国家批复的最后2台二代压水堆改进型机组。为了提高严重事故预防与缓解措施,田湾核电站5、6号机组借鉴三代压水堆非能动设计理念,增设非能动应急冷却高位水源系统。介绍了非能动应急冷却高位水源系统功能、设计原则和特点。

核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析

堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却供电系统的特点,并结合美国核动力航母应急原动机和蓄电池的配备情况,初步探讨了其堆芯应急冷却供电系统的布置,最后总结得出核动力舰船堆芯应急冷却供电系统的设计原则。

某核电厂应急柴油机中间冷却水系统入口压力低分析及运行优化

某核电厂3号、4号机组应急柴油机中间冷却水系统主要用于冷却应急柴油机及其厂房送风,在执行应急柴油机中间冷却水系统泵组月度定期试验过程中,多次出现由于其入口压力低于保护值而跳停的现象。经过分析发现,由于系统入口流量计孔板的减压作用和入口管道的不合理布置,导致启泵后入口压力低而跳泵。通过技术改造调整泵入口孔板流量计的位置,提高了泵的入口压力,彻底解决了泵入口压力低的问题,可作为其他电站同类型系统优化的良好借鉴。

核电厂乏燃料水池移动式应急冷却系统研究

为应对类似于福岛核电厂4号机组事故后乏燃料水池安全排热问题,通过分析该类事故下现场无电源可用、冷链丧失、应急时间紧急等特点,研究出一套可用于核电厂乏燃料水池的移动式应急冷却系统。该系统将主要设备集中布置在同一移动平台上,形成一个集成的移动式应急冷却装置,该装置自带动力源,冷却设备直接向大气环境排热,具备动力自给和独立热阱功能;该装置采用冷却功能模块化设计,装置内各设备已固定连接,事故后通过软管与预先铺设的乏燃料水池引水、回水管线连接即可,可在事故后快速投运,稳定导出乏燃料水池中的衰变热;此外,通过对移动式应急冷却装置外形尺寸标准化设计,满足厂内及厂外普通公路通行相关国家标准,可在本厂内不同机组间实行机动应急,也可以对其他厂址机组进行应急驰援。

重水堆应急堆芯冷却系统干燥器频繁失效分析及改进

阐述近年来CANDU-6型重水堆运行工况中出现的ECC系统干燥器切换失效这一故障,而ECC干燥器的运行工作状态会直接影响到应急堆芯冷却(ECC)系统的可用性,进而影响ECC系统动作后高压安注逻辑功能,有潜在的机组运行隐患风险。本文介绍干燥器相关回路的原理、缺陷情况及改进措施。

CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析

停堆后的冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。CARR应急堆芯冷却系统是一套多功能、高度安全可靠的专设安全设施,它在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;在正常停堆和事故停堆过程中执行应急堆芯冷却功能;还执行应急热阱选择、系统供电方式、回路阻力分析、阀门开关设置等方面的处理,使系统在两种功能的切换中不需要人为操作,依靠流量的自动匹配来满足正常运行和事故运行的要求。体现了CARR的安全性、先进性和经济性。本文以核安全法规和导则为前提,以满足系统功能为基础,首先介绍了CARR应急堆芯冷却系统的功能、主要参数和流程。根据CARR的实际情况,对应急堆芯冷却系统的停堆冷却措施和典型事故进行了分析,论证了该系统是如何在正常停堆和事故停堆状态下实现非能动堆芯冷却的。

内燃机发电机组应急冷却系统优化

介绍内燃机发电机组冷却系统作用,对内燃机发电机组应急冷却系统进行优化,取消原内燃机发电机组应急冷却塔,通过共用溴化锂制冷机组冷却系统,实现内燃机发电机组应急冷却。该优化措施在深燃大厦分布式能源站中进行了应用,介绍应用效果。

应急堆芯冷却系统重水隔离阀可靠性分析及试验频度的优化

分析了秦山三期重水堆核电站应急堆芯冷却系统重水隔离阀的可靠性，提出了优化其试验频度的建议。

非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响

研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。

炉水循环泵电机冷却系统设计特点

火力发电厂炉水循环泵运行时,因电机超温导致被迫停泵的事件时有发生。电机超温的原因除了电机本身的设计缺陷外,电机冷却水系统设计不合理是主要原因。通过对炉水循环泵高压冷却水系统和低压冷却水系统的工作原理分析,并结合炉水循环泵冷却系统在电厂中的实际设计,以及炉水循环泵实际运行过程中出现的一些问题,进而采取的一些优化整改措施,解决了因电机超温导致被迫停泵的问题,保证炉水循环泵安全稳定运行。