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我国建成世界最大loca鉴定试验台

企业技术开发 2009年第9期28卷 59-59页

8月4日，在中广核集团大亚湾核电基地建设的世界最大loca鉴定试验台1、2、3号loca炉在手动模式下的调试全部完成。据了解，它的建设填补了我国无大型loca鉴定基础实验设施的空白，将有助于增强核电站运行的安全性，降低核电站建设成本。

关键词： loca 试验台鉴定世界核电站实验设施建设成本大亚湾

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 109-117页

作者：余航赵新文傅晟威朱康海军工程大学核科学技术学院武汉430033

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故(loca)产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口loca下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维... 详细信息

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故(loca)产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口loca下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明:高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口loca后的事故缓解提供技术借鉴。

关键词：船用核动力装置 loca 稳压器波动管人孔结构失效机理

Simulating　Experimental　Investigation　on　the　Safety　of　Nuclear　Heating　Reactor　in　Loss－of－Coolant　Accidents

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Journal of Thermal Science 1996年第4期5卷 285-291页

作者： Zhanjie Xu(Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University, Beijing, 100084, China) Institute of Nuclear Energy Technology Tsinghua University Beijing China

The 5MW low temperature nuclear heating reactor (NHR-5) is a new and advanced type of nuclear reactor developed by Institute of Nuclear Energy Technology (INET) of Tsinghua University of China in 1989. Its main loop is a thermal-hydraulic system with natural circulation. This paper studies the safety of NHR under the condition of loss-of-coolant accidents (locas) by means of simulant experiments. First, the background and necessity of the experiments are presented, then the experimental system, including the thermal-hydraulic system and the data collection system, and similarity criteria are introduced. UP to now, the discharge experiments with the residual heating power (20% rated heating power) have been carried out on the experimental system. The system parameters including circulation flow rate, system pressure, system temperature, void fraction, discharge mass and so on have been recorded and analyzed. Based on the results of the experiments, the conclusions are shown as folios: on the whole, the reactor is safe under the condition of locas, but the thermal vacillations resulting from the vibration of the circulation flow rate are disadvantageous to the internal parts of the reactor core.

关键词： nuclear heating reactor natural circulation loca safety.

Vol. 23 Nuclear Power Engineer 2002 Index

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核动力工程 2002年第6期 104-110页

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T型管热混合温度波动特性研究

原子能科学技术 2017年第8期51卷 1371-1378页

作者：任五岳田文喜边嘉伟于国军汪刘苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

在反应堆发生失水事故(loca)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了... 详细信息

在反应堆发生失水事故(loca)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。

关键词： T型管堆芯应急冷却系统 loca 热混合温度波动

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T型管直接接触冷凝特性实验研究

原子能科学技术 2017年第4期51卷 641-646页

作者：任五岳汪刘于国军边嘉伟田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

在反应堆发生loca时,一回路系统压力降低,产生大量的蒸汽,安注水注入冷腿后可能会发生冷凝现象。为研究冷凝现象,通过开展T型管冷凝实验,在主管通纯蒸汽、支管通过冷水的情况下,研究了不同蒸汽流量和不同安注水流量下的冷凝量。结果表明... 详细信息

在反应堆发生loca时,一回路系统压力降低,产生大量的蒸汽,安注水注入冷腿后可能会发生冷凝现象。为研究冷凝现象,通过开展T型管冷凝实验,在主管通纯蒸汽、支管通过冷水的情况下,研究了不同蒸汽流量和不同安注水流量下的冷凝量。结果表明:冷凝量存在一定的限制,即主管内蒸汽无法全部被冷凝。基于实验结果提出了一个冷凝效率与热力学比系数R_T之间的模型。

关键词： T型管冷凝模型 loca 热混合

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小型堆安全壳抑压系统优化分析

原子能科学技术 2020年第12期54卷 2391-2396页

作者：侯华青熊友强董海防游凡章军杨卓辛培培武汉第二船舶设计研究所湖北武汉430064

loca后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在loca后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下loca后的安全壳... 详细信息

loca后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在loca后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下loca后的安全壳热工响应进行敏感性分析,得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明:抑压水池能显著降低安全壳内的压力,不同抑压水池模块配置下安全壳内的压力差异较大,在设计过程中需针对安全壳设计方案进行优化配置。

关键词：安全壳抑压水池抑压管 loca

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抑压式安全壳的抑压特性研究

核动力工程 2014年第2期35卷 114-117页

作者：全标蒋孝蔚陈志辉范凯王亮唐彬杨俊明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成都610041

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(loca)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于loca事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水... 详细信息

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(loca)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于loca事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水池对抑制事故初期的压力具有较为明显的效果。通过对抑压水池总容积、气水容积比、排放管流通面积等重要参数的分析,对抑压效果的影响表现为:其中抑压水池总容积大小对抑压效果影响程度最大;并且抑压水池气水容积存在最佳比;排放管流通面积存在最佳范围。

关键词： loca 非能动喷淋抑压水池

一种用于高温高压环境高量程辐射监测仪的研制

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核技术 2021年第4期44卷 51-56页

作者：孙光智邱顺利肖伟曾乐刘海峰裴煜葛孟团周宇琳程辉武汉第二船舶设计研究所武汉430064

在核电站事故工况下,需要对高温、高湿、高气压的安全壳内环境进行辐射监测。研制了一种可用于反应堆安全壳内高温高压环境下的超高量程γ辐射剂量率在线监测仪,包括该监测仪整体布局设计、电离室探测器的结构设计与耐压性能的计算验证... 详细信息

在核电站事故工况下,需要对高温、高湿、高气压的安全壳内环境进行辐射监测。研制了一种可用于反应堆安全壳内高温高压环境下的超高量程γ辐射剂量率在线监测仪,包括该监测仪整体布局设计、电离室探测器的结构设计与耐压性能的计算验证、以及基于电流-电压-频率变换的宽量程弱电流测量电路的设计。该监测仪适用于安全壳内的电离室探测器可承受200℃高温、0.7 MPa高压的冷却剂丧失事故(Lose of Coolant Accident,loca)环境。利用标准辐射场和大型辐照装置对监测仪进行了标定校准试验,并利用loca试验舱进行了高温高压蒸汽模拟试验。测试结果表明:监测仪在1 mGy·h^(−1)~50000 Gy·h^(−1)量程范围内灵敏度线性良好,在loca事故环境下输出信号稳定,适用于事故工况下的γ辐照监测。

关键词：核电站事故后 loca 电离室探测器超高量程