节点文献

次临界能源堆大破口失水事故研究

Analysis of the Large Break Loss of Coolant Accident for Subcritical Energy Reactor

  • 推荐 CAJ下载
  • PDF下载
  • 不支持迅雷等下载工具,请取消加速工具后下载。

【作者】 张大彬周志伟解衡

【Author】 Zhang Da-bin;Zhou Zhi-wei;Xie Heng;Institute of Nuclear and New Energy Technology, Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy Technology,Tsinghua University;

【机构】 清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心

【摘要】 开展严重事故研究,对进一步验证次临界能源堆安全性具有重要意义。利用MELCOR程序,建立了次临界能源堆及其冷却回路的严重事故计算模型,开展了大破口失水事故导致的严重事故响应特性研究;并对严重事故缓解系统——工程冷却通道系统进行了建模,分析了工程冷却通道系统的投入对大破口失水事故进程的缓解作用。计算结果表明:未投入专设安全设施的情况下,从大破口失水事故发生后2873秒开始,根据功率密度由高到低,燃料区相继发生熔化现象;工程冷却通道的启用,能够迅速建立自然循环,有效导出燃料区衰变热,阻止燃料熔化现象的发生,确保包层燃料区完整性。

【Abstract】 Severe accident(SA) research is important to further validation of the safety performance for the Subcritical Energy Reactor(SER). Using MELCOR code, an analysis model is developed for the fission blanket and the cooling loop, also the safety performance of the SER under the large break loss of coolant accident(LBLOCA) is simulated. Engineering-channel water flooding system is also modeled to evaluate the ability to mitigate severe accident for the fission blanket. Simulation result shows that: without any engineered safety features, the fuel zone starts to meltdown at 2873s after the LBLOCA occurs. The order of meltdown is depend on the power density in the fuel zones, and higher the power density, earlier the meltdown occurs. The calculation results also show, the engineering-channel water flooding system can discharge the decay heat, prevent the fuel melting, and ensure the integrity of the fission blanket.

  • 【会议录名称】 第十四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2015年度学术年会论文集
  • 【会议名称】第十四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2015年度学术年会
  • 【会议时间】2015-09-23
  • 【会议地点】中国北京
  • 【分类号】TL364.4
  • 【主办单位】中国核学会核能动力分会反应堆热工流体专业委员会
节点文献中: 

本文链接的文献网络图示:

本文的引文网络