【摘要】：在百萬千瓦級壓水堆核電廠中為防止高壓熔堆嚴重事故發(fā)生時發(fā)生高壓熔噴(HPME)和安全殼直接加熱(DCH),參考EPR堆型在穩(wěn)壓器上額外設置嚴重事故卸壓閥(SADV),對主系統(tǒng)進行快速卸壓。建立百萬千瓦級壓水堆核電廠事故分析模型,選取喪失廠外電疊加汽動輔助給水泵失效,一回路管道小破口以及喪失主給水三條典型嚴重事故序列,進行系統(tǒng)熱工水力及卸壓能力分析。計算結果表明:如果不開啟嚴重事故卸壓閥,三條事故序列在壓力容器下封頭失效時一回路壓力均較高,有發(fā)生高壓熔噴和安全殼直接加熱的風險。根據(jù)嚴重事故管理導則開啟嚴重事故卸壓閥,可以有效降低一回路壓力,三條事故序列均可以防止高壓熔噴和安全殼直接加熱發(fā)生。針對卸壓閥閥門面積的影響進行分析,表明閥門面積減小到4.8×10-3 m2后下封頭失效時RCS壓力會有所增加,仍然能夠滿足RCS的卸壓要求,且可延遲下封頭失效時間。
[Abstract]:In order to prevent the occurrence of HPME and DCH in millions of kilowatts PWR nuclear power plants, the main system is relieved quickly by setting additional serious accident relief valve (SADV) on the voltage stabilizer with reference to EPR reactor. The accident analysis model of millions of kilowatt PWR nuclear power plants is established, and three typical serious accident sequences are selected, such as the failure of power superimposed steam auxiliary feedwater pump, the small break of primary circuit pipeline and the loss of main feed water. To analyze the thermohydraulic and pressure relief capacity of the system. The calculation results show that if the pressure relief valve is not opened, the first loop pressure of the three accident sequences is higher when the head of the pressure vessel fails, and there is the risk of high pressure melt spraying and direct heating of the containment. According to the guideline of serious accident management to open the pressure relief valve of serious accident, the pressure of primary circuit can be effectively reduced, and the three accident sequences can prevent the occurrence of high pressure melt spray and direct heating of containment. The effect of valve area on valve area of relief valve is analyzed. It is shown that when the valve area is reduced to 4.8 脳 10 ~ (-3) m ~ 2, the RCS pressure will increase when the valve head fails, which can still meet the pressure relief requirements of RCS and can delay the failure time of the lower head.
【作者單位】： 上海交通大學機械與動力工程學院;
【基金】：國家自然科學基金(11205099)
【分類號】：TL364.4

【共引文獻】

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本文編號：2119870