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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

         

摘要

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异.因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究.在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考.

著录项

  • 来源
    《原子能科学技术》 |2019年第1期|124-131|共8页
  • 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;

    西安交通大学核科学与技术学院;

    陕西西安710049;

    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;

  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 chi
  • 中图分类 反应堆热工水力学及其设计、计算;
  • 关键词

    模块化小型核反应堆; 严重事故; 自动卸压系统;

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