非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

• 作者: 佟立丽 曹学武 游曦鸣 邵舸
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统
• 年，卷（期）: 2016,（1）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 105-112
• 页数: 8页
• 分类号: TL364.4
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2016.50.01.0105

摘要

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型，对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故，分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明，虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展，但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1477 K ，且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热，将反应堆引导到安全停堆状态，防止事故向严重事故发展。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	曹学武	上海交通大学机械与动力工程学院	97	347	9.0	11.0
2	佟立丽	上海交通大学机械与动力工程学院	76	209	7.0	9.0
3	游曦鸣	上海交通大学机械与动力工程学院	4	5	2.0	2.0
4	邵舸	上海交通大学机械与动力工程学院	8	21	3.0	4.0