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整体比例试验中prhr比例分析与相似准则

节能技术 2016年第3期34卷 205-210页

作者：叶子申李玉全陈炼房芳芳国家核电技术研发中心北京102209 先进核能技术协同创新中心北京100084

在非能动核电站当中,prhr(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证prhr中的现象与原型的相似性... 详细信息

在非能动核电站当中,prhr(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证prhr中的现象与原型的相似性,需要通过理论分析和推导,从理论上证明模拟的准确性,并得到相关的设计准则,才能保证整体试验结果的准确性。通过对事故进程中prhr主要物理过程和现象进行识别和分析,并进行prhr的比例分析,得到prhr在整体试验台架进行事故模拟过程时所需满足的关键比例准则。对不同缩比尺度的比例分析和失真评价结果表明,缩比台架中prhr的相似准则不能同时得到满足,需要根据试验目的进行选择和取舍;台架整体的高度比(长度比)越接近1,则失真越小。

关键词： prhr 比例分析非能动整体试验

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prhr传热性能理论与试验研究

PRHR传热性能理论与试验研究

AP1000反应堆prhr触发后一回路过冷风险探讨

第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：徐财红曹克美上海核工程研究设计院

非能动余热排出(prhr)系统在非能动核电厂的事故缓解中起重要作用,其传热性能是最为关键的因素,必须得到充分有效的研究。本文建立了prhr传热计算的理论瞬态计算模型,研究了管外沸腾传热以及均匀化模拟内置换料水箱(IRWST)对prhr传热性... 详细信息

非能动余热排出(prhr)系统在非能动核电厂的事故缓解中起重要作用,其传热性能是最为关键的因素,必须得到充分有效的研究。本文建立了prhr传热计算的理论瞬态计算模型,研究了管外沸腾传热以及均匀化模拟内置换料水箱(IRWST)对prhr传热性能的影响,并与prhr单项性能试验数据进行了对比分析。结果表明,理论计算结果与试验数据符合,整个prhr传热性能对不同的管外沸腾传热关系式不敏感,均匀化模拟IRWST不会导致计算结果与实际产生较大偏差。

关键词： prhr 传热模型 IRWST均匀化

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AP1000反应堆PRHR触发后一回路过冷风险探讨

Extrusion process of 304L H-shaped stainless steel used in passive residual heat removal heat exchanger

第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：雷蕾李春黄志超陈妍潘昕怿李朝君生态环境部核与辐射安全中心

非能动余热排出系统(prhr)的投运可能带来一回路降温,如果降温速率过快或幅度过大可能会超出最终安全分析报告的范围,甚至威胁一回路完整性。面对一回路完整性威胁,操纵员需迅速完成一回路降压,可能造成稳压器满溢,使得一回路压力失去... 详细信息

非能动余热排出系统(prhr)的投运可能带来一回路降温,如果降温速率过快或幅度过大可能会超出最终安全分析报告的范围,甚至威胁一回路完整性。面对一回路完整性威胁,操纵员需迅速完成一回路降压,可能造成稳压器满溢,使得一回路压力失去主动控制手段,带来过冷度失控的风险。本文分析可能的事故序列,评估其风险和后果。

关键词： prhr 一回路过冷承压热冲击过冷度

来源： cnki会议评论

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Nuclear Science and Techniques 2019年第4期30卷 70-79页

作者： Lei-Feng Tuo Gen-Shu Zhou Zhi-Qiang Yu Xi-Tang Kang Bo-Wen Wang State Key Laboratory for Mechanical Behavior of Materials Xi'an Jiaotong University Stainless Steel Tube Branch Company Taiyuan Iron & Steel Group CO.LTD Stainless Steel Tube Branch Company Taiyuan Iron & Steel (Group) CO.LTD

304L H-shaped stainless steel is used as the support frame of the passive residual heat removal heat exchanger(prhr HX) in a nuclear fission reactor. The extrusion process is adopted to manufacture the 304L H-shaped stainless steel. Finite element method simulation is herein used to analyze metal flow characteristics, optimize the extrusion die, and predict the extrusion force at different temperatures and speeds. A Φ400-mm container and Φ388-mm forging billet are selected, and the 304L H-shaped stainless steel is successfully manufactured using a Germany SMS 60 MN horizontal extruder. The mechanical properties and microstructure of the manufactured 304L H-shaped stainless steel meet the requirements of the prhr HX, and the surfaces of the product pass the dye penetration test. The H-shaped stainless steels are used in Haiyang nuclear power plant in Shandong Province.

关键词： prhr HX Support frame Extrusion process 304L H-shaped stainless steel

全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

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核科学与工程 2022年第1期42卷 122-128页

作者：张盼赵传奇王业辉胡文超潘昕怿生态环境部核与辐射安全中心北京100082

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... 详细信息

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。

关键词：全厂断电非能动 prhr CMT

Stochastic Comparison of Order Statistics from Heterogeneous and Dependent Random Variables

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基于RELAP5程序的AP1000小破口失水事故数值模拟研究

第十届海峡两岸统计与概率研讨会

作者： Zhang Yanfen University of Xiamen

Stochastic comparison on order statistics has been paid lots of attention recently. This paper devotes to investigating the ordering properties of order statistics from heterogeneousdependent observations. We derive likelihood ratio order, reversed hazard order and the usual stochastic order for extremes of samples following proportional reversed hazard rate model and copula, including extreme value copula and Archimedean copula. Besides, the usual stochastic order is also obtained for maximums of samples following scale model and Archimedean copula. Several applications of order statistics in system reliability and auction are presented as well.

关键词： Order statistic copula stochastic order majorization prhr scale

来源： cnki会议评论

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基于RELAP5程序的AP1000小破口失水事故数值模拟研究

作者：肖玲哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

AP1000核电厂是在AP600的基础上发展起来的,作为我国最先引进的第三代核电站,其最大的优势是采用了非能动安全设施,极大地降低了人因动作造成事故的可能性,并大幅简化了系统的设计,使得AP1000在经济性和安全性上都具有较大的竞争力。三... 详细信息

AP1000核电厂是在AP600的基础上发展起来的,作为我国最先引进的第三代核电站,其最大的优势是采用了非能动安全设施,极大地降低了人因动作造成事故的可能性,并大幅简化了系统的设计,使得AP1000在经济性和安全性上都具有较大的竞争力。三哩岛事故后,小破口失水事故(SB-LOCA)得到了更为广泛的关注,然而AP1000小破口失水事故的热力学现象还未完全了解,因此进一步的研究是非常必要的。本文以AP1000核电厂为对象,利用RELAP5程序建立了完整的系统模型,采用相对较为保守的参数设置,选取典型DVI管线双端断裂事故进行计算,通过将所得结果与西屋公司NOTRUMP的计算结果对比验证了所建系统模型的准确性,并在此模型基础上开展了冷管破口谱分析。本文对非能动余热排出(prhr)管线小破口事故的变化进程及系统参数变化进行了研究,通过对prhr管线小破口事故进行参数敏感性分析,研究了CMT延迟时间对事故进程及物理现象的影响,验证了事故工况下非能动安注系统的可靠性。结果表明,本文所建立的RELAP5模型能够较为准确地模拟AP1000小破口失水事故。在冷管段小破口失水事故下,破口的增大,事故序列进程加快,随着CMT、ACC、IRWST等非能动安全设施的投入,系统可以实现反应堆的安全停堆及后期冷却。在prhr管线小破口失水事故中,事故变化进程比DVI管线双端断裂与冷管破口事故缓慢,在非能动安全系统成功注入的条件下,系统可以保证反应堆的安全性。对prhr管线小破口事故参数敏感性的分析表明,延迟时间增加,事故进程会相应推后,但堆芯功率、反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂泵流量基本保持一致;ADS1-4级阀门与IRWST流量存在一定的差异,投入时间延迟,两者流量的波动也越大。

关键词： AP1000 RELAP5 小破口失水事故 DEDVI 冷管小破口 prhr

AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响

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科技视界 2016年第3期 103-103页

作者：邱志方刘伟东吴鹏陈伟黄慧剑中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 东方电气集团东方锅炉股份有限公司四川成都611731

AP1000的非能动余热排出系统(prhr)置于安全壳内,安全壳的环境状态直接影响prhr的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对prhr运行的影响,研究表明安全壳的压力对于prhr排热能力影响显著。

关键词：安全壳环境 prhr 排热能力