ACME台架PRHR管线破口试验自然循环现象研究

刘宇生; 谭思超; 靖剑平; 庄少欣; 李东阳; 王楠

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ACME台架PRHR管线破口试验自然循环现象研究

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为研究非能动核电厂在多重失效事故条件下的安全性能及新的热工水力现象,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment,ACME)台架开展了非能动余热排出(Passive Residual Heat Removal,PRHR)管线破口失水试验(Loss of Coolant Accident,LOCA)。通过重点分析PRHR换热器(Heat Exchanger,HX)流动换热功能失效对事故进程和热工水力现象的影响,获得了非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System,PXS)与反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)、PXS系统内各安全设备间的相互影响规律及耦合效应。结果表明:PRHR管线LOCA中,PRHR HX会出现反向流动换热的新现象;堆芯-蒸汽发生器自然循环过程的平均载热功率提高约30%,对RCS降温降压具有重要作用,是事故初期的关键现象;事故瞬态下,PXS非对称布置对RCS支路热工水力状态存在显著影响,PRHR管线LOCA中非对称布置效应会增强。

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来源
《核技术》 |2023年第6期|93-101|共9页
作者
刘宇生; 谭思超; 靖剑平; 庄少欣; 李东阳; 王楠;
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作者单位

哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室;

哈尔滨150001;

生态环境部核与辐射安全中心;

北京100086;

国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司;

北京102209;

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原文格式 PDF
正文语种 chi
中图分类反应堆热工动态和计算;
关键词
破口失水事故; ACME台架; 整体效应试验; 自然循环; 非能动安全;

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