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一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析


维普资讯 http://www.cqvip.com 第 2 8卷 第 6期  核 动 力 ¨ 程  r Nu la   we   gi e rn   ce rPo rEn n e ig V l 8 o _2 .NO 6 .  De . 2  0   c  0  7 2007 年 l       2月 文 章 编 号 :0 5-9 62 0 )60 8-4 2 80 2 (0 70 -0 00  一 体化先进堆全厂断 电事故下非能动  余热排 出系统能 力分 析  沈 瑾,江光明,唐 钢,余红星  ( 中国核 动 力研究设 计 院核 反应堆 系统设 计技 术国 家重 点实验 室 ,成都 ,60 4   10 1) 摘 要 :中国核 动力研究设 计院( I) NPC 设计 的中国一 体化先进 堆( i) ce 余热排 出系统是非能动系统 。采用  R L P / D 程序分析计算该堆全 厂断电事故后 堆芯核功率 、堆芯平均温度 、一 回路和二回路 压力 ,以及  E A 5MO 非 能动余热排出系统功率随时问的变化 , 论证 了非能动余热排 出系统对事故的缓解能力。分析结果表明 , I  CP 在发生全厂断电事故后 ,完全能够依靠非能动余 热排出系统导出堆芯余热 ,保证反应堆 的安全。   关键词 : 一体化先进堆 ; 非能动余热排出系统 ; 令厂 断电事故        中图分类号 :T 3 4 L 6  文献标识码 :A   1 引  言    中国核动力研究设计院( PC 设计 的中国一  N I) 体化先进堆(I) cP参照了国际革新与安全反应堆  ( I)J I St R I 非能动专设安全系统的设计 , 以简化安全  系统并提高电厂安全系统运行的可靠性。II 是  RS 美国能源部委托美国西屋公 司负责开发的中等规  在蒸汽发生器二次侧的进口和出口,由 4 个单独  的系列构成 , 每个系列包括 l 台水平放置的 u形  管式热交换器。热交换器位于安全壳外的换料水  箱(WS ) 分别与蒸汽发生器的给水和蒸汽管  R T  ̄, 道相连 ,以自然循环的方式,通过蒸汽发生器带  走 主 系统 的热 量 。   非能 动余 热 排 出系统 主要用 于事故 下带 走 堆  模的一体化加压轻水冷却堆 ,被第四代国际论坛  列为在近期内( 1 以前) 以投入使用的革新  2 5年 0 可 型反 应堆 …。   CP设计上采用非能动余热排出系统( H ) I P R  R 应对全厂断电事故和其他冷却剂失流事故。当核  电站在功率运行状态下发生全厂断电事故时 ,反  应堆因全部失去电源而保护停堆 ,所有电动设备  停运 ,能动部件无法运行 ,只能依靠非能动余热  排 出系统投入 , 通过 自然循环带走堆芯余热 ,确  保 了反应堆 的安全 。   芯余热 ,具有卸压和冷却一 回路的功能。事故后  堆芯产生 的蒸汽经蒸汽发生器被非能动余热排出  系统冷凝后返回至堆芯 ,可以保持压力容器 内冷  却剂装量 ,维持堆芯的冷却。   3 限制准则和分析 方法  全厂断电事故属于超设计基准事故 。在本文  中考虑的限制准则为 :事故后堆芯剩余释热能够  有 效导 出 。本文 采用 R L P / D3 序对 8台  E A 5MO 程 直流式蒸汽发生器全部内置在压力容器内的一体  2 G P非能动余热排出系统描述    I CP 采用球形钢制安全壳 ;反应堆~回路 系 I   统采用一体化布置( 1 反应堆的专设安全系统  图

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