核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故

2026/4/23 11:09:49

反应堆安全分析(论文)

图18 小破口系统压力变化图示

图19小破口堆芯水位变化图示

? 安注旁通

图20 小破口饱和喷放变化图示

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反应堆安全分析(论文)

图21小破口旁通变化图示

图22小破口旁通变化图示

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反应堆安全分析(论文)

在注入冷管段的应急冷却剂中,很大一部分被下降段环形通道上部周围的完好环路冷管段出来的蒸汽流夹带到破口并不通过下降段,而直接被带到破口流出;逆流汽水混合物的作用:在下降段环形通道中汽和水的逆向流动:在堆芯倒流期间,从堆芯排出的蒸汽与下腔室内水继续蒸发产生的蒸汽一起,通过下降段向上流动,阻碍从冷管段注入的应急冷却水穿过下降段;热壁效应使这个效应进一步加强。只有等到汽水混合物流出的速度降低下来以后,应急冷却水才能注入到堆芯中去。基于上述现象,在进行失水事故分析时,作为保守的估计,有时假设在整个喷放阶段结束之前,应急冷却水达不到下腔室。

? 旁通阶段

因为在冷却剂丧失事故瞬变的这个时刻,系统的压力压力相对于安全壳来说还是高的,所以破口质量流量还相当大。

在热管段破裂的情况下,由于通过堆芯向上的流动,注入冷管段的辅助冷却剂不受障碍地穿过下降段,到达并且灌满下腔室,最后使得水位上升,进入堆芯区,随后使堆芯再淹没。

在冷管段的破口情况下,下腔室再灌水大大推迟,其主要原因有两个:一是在下降段环形通道中汽和水的逆向流动;二是安注箱应急冷却剂的旁通。 安注旁通大大推迟了下腔室

15.5

安注旁通

再灌水

0 1 2 4 10 20

40 60 80

图23 小破口旁通阶段图示

的再灌水。

? 喷放结束(旁通结束)

当一次系统与安全壳之间的压力达到平衡,破口质量流量变得很小时,喷放阶段结束(30~40秒出现)。

冷管段破裂情况下,这时,重力开始超过夹带力,应急水穿过下降段向压力容器再灌水。

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反应堆安全分析(论文)

15.5

安注旁通

再灌水

0 1 2 4 10 20

40 60 80

图24 小破口旁通阶段结束图示

图25 小破口旁通阶段结束图示

? 低压安注系统启动

大约30s或系统压力降到1MPa后,低压安注系统投入运行。

取水途径: 1. 安注箱 2. 换料水箱 3. 安全壳地坑

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