环境试验温压冲击条件模拟

来源 :第十届全国反应堆热工流体力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:tintin123456
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
当反应堆发生大破口失水事故(LOCA)或主蒸汽管道断裂事故(MSLB)时,大量高能流体从破口泄出,直接进入安全壳,导致安全壳内的环境温度和压力迅速上升。安全壳内的1E级电子、电气设备在LOCA或MSLB事故后30d内必须执行其基本功能。这些电气电子设备正式应用于核电厂前必须按照核安全相关法规,如EJ/T531、RCC-M和IEE382标准等的要求进行模拟环境试验。满足温压冲击条件是LOCA和MSLB模拟环境试验条件的关键,对试验装置设备能力要求很高。为满足EJ/T531和IEE382对温压冲击条件的要求,中国核动力研究设计院的核级设备鉴定实验室需要对LOCA环境试验装置进行改造。为此,对蒸汽过热度、喷放管路阻力等因素对温压冲击能力的影响进行了研究,可为LOCA环境试验装置改造及试验运行提供依据。
其他文献
本试验对控制棒驱动线缓冲结构进行试验研究,得到了各种结构组合的落棒时间、冲击力以及反弹高度等重要参数,为控制棒驱动线的结构优化提供了依据。
采用故障树法(FTA)对中国实验快堆钠水反应事故信号系统进行概率论可靠性分析,借助概率安全分析软件进行计算机辅助建树。通过分析故障谱,可了解系统发生故障的各种途径,找出系统薄弱环节。
为进一步了解和研究NUCIRC程序的作用和特点,对其进行了CANDU堆稳态热工水力分析应用计算模型开发,并以秦山第三核电厂100[%]FP、75[%]FP、50[%]FP、25[%]FP、0.05[%]FP和89[%]FP工况为例,对该电厂反应堆稳态运行时堆芯各燃料通道内冷却剂流量和出口冷却剂温度进行计算分析。计算结果与秦山三期调试阶段实测数据及AECL的计算结果进行比较,二者符合较好,验证了开发
设备可用性评估的目的是在堆芯损伤后的严重事故条件下评价设备和仪表的可用性,以达到可控的稳定的状态。严重事故现象可能引起恶劣的高温高压的安全壳环境条件,因此需要论证用于缓解和监测严重事故的设备应能以合理的可信度表明其能在需要的时间窗口内执行其功能。本文针对百万千瓦级核电厂,定义其事故的时间窗口以及每个时间窗口内所需执行的操作,初步确定时间窗口内所需的设备和仪表,并确定每个时间窗口的极限环境条件,为论
应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3模拟分析论证在蒸汽发生器传热管破裂事故下二次侧安全阀卡开、辅助给水系统失效且仅一台高压安注有效工况下,操纵员在安注信号触发150 min后采取相应措施实施反应堆冷却剂系统降温降压操作来缓解事故的有效性。结果表明,在此条件下采取上述操作,将破损蒸汽发生器一、二次侧压力平衡在一个大气压,以将破口流量终止,反应堆堆芯可被冷却剂有效淹没。
利用某类型核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统原理性实验台架的实验结果,对RELAP5/MOD3.0、RELAP5/MOD3.2程序的数学模型进行评估。结果表明:对于该类型的非能动余热排出系统,RELAP5/MOD3.0、RELAP5/MOD3.2程序中的垂直管内蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大;对RELAP5的垂直管内蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与实验值吻合较
利用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆独立热交换器一次侧进行稳态模拟计算,验证独立热交换器在运行工况下的热工设计,详细分析其温度分布及出口的速度分布,合理布置独立热交换器一次侧出口的流量测点,提高运行参数的精度,为反应堆的运行和调试作准备。
本文利用计算流体力学软件CFX,对中国实验快堆大栅板联箱及一回路压力管进行稳态模拟计算。计算得到大栅板联箱内及一回路压力管道的压力、速度分布。使用流道面积等效方法,模拟大栅板联箱各流道的流量分配,通过计算找出可适用区域,尝试解决多流道相互发生动态影响的方法,使模拟大栅板联箱瞬态过程成为可能。
文章运用故障树分析方法对中国实验快堆核级循环冷却水系统进行可靠性评价。定性分析得到了导致系统失效的支配性最小割集,定量计算得到系统的不可用度为9.21×10-4,从而表明,该系统具有较高的可靠性。
文章涉及离散单元法的基本理论、计算方法、主要应用及其国内外的发展现状,探讨将离散单元法应用于高温气冷堆球床流动规律的研究。应用离散单元法模型进行了堆积和落球实验数值模拟,模拟结果与实验结果较好吻合。基本原理和数值模拟结果表明,离散单元法能够反映过程的本质机理,可用于模拟颗粒的流动过程。对于球流运动的细节反映和唯像球流运动的研究,离散单元法表现出较好的适应性。