全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

作     者：张盼 赵传奇 王业辉 胡文超 潘昕怿 ZHANG Pan;ZHAO Chuanqi;WANG Yehui;HU Wenchao;PAN Xinyi

作者机构：生态环境部核与辐射安全中心北京100082 

基　　金：国家科技重点研发计划“核电厂RISMC设计、分析与运行管理的理论方法研究”(2018YFB1900305)项目资助 

出 版 物：《核科学与工程》 (Nuclear Science and Engineering)

年 卷 期：2022年第42卷第1期

页      码：122-128页

摘      要：福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论:全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器(Steam Generator,SG)和非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱(Core Makeup Tanks,CMT)向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。

主 题 词：全厂断电 非能动 PRHR CMT 

学科分类：082703[082703] 08[工学] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.3969/j.issn.0258-0918.2022.01.018

馆 藏 号：203109616...