| 先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究 |
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| 引用本文： | 杨灵均,冷洁,毕树茂,邓坚,刘余,朱大欢,蒋孝蔚. 先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究[J]. 核科学与工程, 2020, 40(3): 426-430. DOI: 10.3969/j.issn.0258-0918.2020.03.011 |
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| 作者姓名： | 杨灵均 冷洁 毕树茂 邓坚 刘余 朱大欢 蒋孝蔚 |
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| 作者单位： | 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,四川 成都 610041,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,四川 成都 610041,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,四川 成都 610041,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,四川 成都 610041,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,四川 成都 610041,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,四川 成都 610041,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,四川 成都 610041 |
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| 摘 要： | 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。
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| 关 键 词： | 先进压水堆 耦合 大破口失水事故 |
Study on Coupling Characteristics of Large Break LOCA in Advanced PWR |
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| YANG Lingjun,LENG Jie,BI Shumao,DENG Jian,LIU Yu,ZHU Dahuan,JIANG Xiaowei. Study on Coupling Characteristics of Large Break LOCA in Advanced PWR[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2020, 40(3): 426-430. DOI: 10.3969/j.issn.0258-0918.2020.03.011 |
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| Authors: | YANG Lingjun LENG Jie BI Shumao DENG Jian LIU Yu ZHU Dahuan JIANG Xiaowei |
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