超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

• 作者: 党高健 单建强 高颖贤 鲁剑超 黄代顺
• 来源期刊: 核动力工程
• 关键词: 中国超临界水冷堆(CSR1000) 双流程堆芯 大破口失水事故 APROS程序
• 年，卷（期）: 2013,（1）
• 页码范围: 78-82
• 页数: 5页
• 分类号: TL333
• 语种: 中文

摘要

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析.冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升.自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热.高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间.喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没.冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	单建强	西安交通大学核科学与技术学院	52	127	6.0	8.0
2	党高健		9	6	2.0	2.0
3	鲁剑超		14	37	4.0	5.0
4	黄代顺		10	30	3.0	5.0
5	高颖贤		7	6	2.0	2.0