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气冷堆进水事故分析
1
作者
马誉高
曹忠彬
+5 位作者
王金雨
邓坚
鲍辉
丁书华
程坤
胡文桢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第2期241-247,共7页
气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用...
气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。
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关键词
气冷堆
进水事故
正反应性引入
原文传递
题名
气冷堆进水事故分析
1
作者
马誉高
曹忠彬
王金雨
邓坚
鲍辉
丁书华
程坤
胡文桢
机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024年第2期241-247,共7页
文摘
气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。
关键词
气冷堆
进水事故
正反应性引入
Keywords
Gas cooled reactor
Water ingress accident
Positive reactivity introduction
分类号
TL339 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
气冷堆进水事故分析
马誉高
曹忠彬
王金雨
邓坚
鲍辉
丁书华
程坤
胡文桢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2024
0
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