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在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压力变化率(RPC)的影响。通过本比例分析,可确定具体安全壳冷却系统对安全壳压力响应的影响程度。 相似文献
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AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析 总被引:1,自引:0,他引:1
利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC-3D,对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析,该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽,不可凝干空气,连续相水和非连续相水,对气相引入k-ε湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC-3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响,能够较精细描述在发生核电厂设计基准情况下出现与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象,本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明,AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。 相似文献
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采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。 相似文献
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AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故(DBA)条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。 相似文献
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研究应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)传热传质过程,通过理论计算和程序分析两种方式对分析结果进行比较和评价。研究结果表明:GOTHIC8.0程序的DLM-FM模型适用于模拟安全壳内蒸汽在安全壳内壁面的冷凝传热传质过程,Film模型适用于模拟安全壳外水膜的蒸发传热传质过程。GOTHIC8.0程序可用于分析AP1000核电厂PCS传热传质过程,为AP1000核电厂在设计基准事故(DBA)下安全壳响应分析提供了另一种可行的工具。 相似文献
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非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。 相似文献
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核电厂安全壳及其功能保障问题 总被引:5,自引:0,他引:5
根据国内外最新研究结果,综述了核电厂安全壳及其功能保障方面的主要问题,重点叙述了安全壳在严重事故下的行为、失效模式和导致安全壳失效的物理现象,讨论了安全壳功能保障中的排热减压、消氢、防止高压熔堆及防止底板熔穿等问题,最后简评了安全壳的改进措施。 相似文献
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为有效测量反应堆安全壳整体试验的泄漏率,田湾核电厂依据美国安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994开发了一系列完整的泄漏率计算程序,并先后在田湾核电厂1/2#机组首次在役整体试验中应用,效果显著。本文介绍了ANSI/ANS-56.8-1994标准在试验中的数据处理过程,以期能提供给国内核电厂安全壳整体试验以借鉴。 相似文献
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介绍了田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射陛监测的通道设置及相应的功能。通过蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警的实例,表NWWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测具有及时警报、准确定位报警区域、方便确认报警的真实性、便于维护监测通道的特点。 相似文献
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设计基准内压下混凝土安全壳的有效预应力作用研究 总被引:3,自引:0,他引:3
核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压,安全壳整体结构是安全的,这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。 相似文献