發(fā)布時間：2021-11-20 20:40

　　針對國際原子能機構(gòu)定義的電功率300MW以下的小型核電機組,本文較為完整地梳理了國內(nèi)外研究機構(gòu)主要開發(fā)的小堆,對于各型號小堆專設(shè)安全配置的特點,進行了用于緩解事故的合理分析。結(jié)合上海核工程研究設(shè)計院（SNERDI）研發(fā)的CAP200緊湊型小堆的特征,提出有效緩解非喪失冷卻劑事故、喪失冷卻劑事故和安全殼的專設(shè)配置措施,梳理挑戰(zhàn)其專設(shè)配置的卡關(guān)事故,開展定量事故評價,確保CAP200緊湊型小堆專設(shè)安全配置可保證反應(yīng)堆堆芯和安全殼的完整性。 

【文章來源】：核科學與工程. 2020,40(03)北大核心CSCD

【文章頁數(shù)】：7 頁

【部分圖文】：

CAP200小堆非能動專設(shè)安全系統(tǒng)

DVI雙端斷裂和穩(wěn)壓器波動管雙端斷裂事故過程中，由穩(wěn)壓器低壓力觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，之后由穩(wěn)壓器低低壓力觸發(fā)堆芯補水箱補水，堆芯補水箱水位降低，進而觸發(fā)ADS閥門降壓，最終由IRWST低壓安注實施堆芯補水冷卻，兩個事故期間燃料棒可得到較好地冷卻，未發(fā)生燃料棒升溫（見圖2和圖4）；反應(yīng)堆堆芯坍塌水位維持在較穩(wěn)定的水平（見圖3和圖5），非能動堆芯冷卻系統(tǒng)可保證這兩類事故下的反應(yīng)堆堆芯安全。圖3 堆芯坍塌水位（DVI雙端斷裂）

堆芯坍塌水位（DVI雙端斷裂）

【參考文獻】：
期刊論文
[1]ACPR50S小型堆核電站海上平臺形式論證[J]. 李華成,劉聰,勞業(yè)程,譚越,馬強,李敏.  廣東造船. 2015(06)
[2]日本小型核動力反應(yīng)堆及其技術(shù)特點[J]. 陳炳德.  核動力工程. 2004(03)
[3]日本改進型船用堆MRX概念設(shè)計綜述[J]. 汪勝國.  核動力工程. 1995(03)



本文編號：3508064