破口事故是壓水堆最為關注的一類重要事故,其失水量與事故后果嚴重程度密切相關。NHR-200Ⅱ是由清華大學核能與新能源技術研究院經過多年研究和不斷改進,設計的一種全功率自然循環(huán)低溫供熱反應堆,其設計中采用了多種先進的非能動和固有安全設計。本研究針對NHR-200Ⅱ反應堆,選取后果最為嚴重的控制棒引水管斷裂且無法隔離事故,利用系統熱工瞬態(tài)分析程序對事故過程進行了模擬和分析。結果表明,即使在最嚴重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷卻劑始終能覆蓋反應堆堆芯,并有效通過非能動余熱載出系統帶走堆芯熱量,從而保證反應堆堆芯不會因裸露造成燒毀,這表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。 

【文章來源】：原子能科學技術. 2020,54(05)北大核心EICSCD

【文章頁數】：7 頁

【文章目錄】：
1 NHR-200Ⅱ簡介
    1.1 NHR-200Ⅱ主要結構和設計
    1.2 NHR-200Ⅱ的安全設計理念和特點
        1) 主回路采用自然循環(huán)運行
        2) 大的水裝量和較低的壓力/功率密度
        3) 一體化布置的反應堆設計
        4) 有效反應性控制
        5) 非能動余熱載出
        6) 中間回路設置
2 NHR-200Ⅱ失水事故計算和分析
    2.1 事故過程描述
    2.2 分析模型和假設
    2.3 計算結果和分析
3 總結


【參考文獻】：
期刊論文
[1]核能綜合利用研究現狀與展望[J]. 王建強,戴志敏,徐洪杰.  中國科學院院刊. 2019(04)
[2]低溫核能供熱經濟分析[J]. 田嘉夫,楊富.  核動力工程. 1994(06)
[3]RETRAN-02程序的應用研究和實例[J]. 浦勝娣,孫吉良.  原子能科學技術. 1992(01)
[4]城市采暖用低溫核供熱站的參數規(guī)模及經濟性[J]. 田嘉夫,楊富.  區(qū)域供熱. 1991(02)
[5]5MW供熱堆控制棒水力驅動系統[J]. 吳元強,胡月東,程云升,楊念祖,張福錄.  清華大學學報(自然科學版). 1990(06)
[6]自然循環(huán)一體化式低溫供熱堆[J]. 王大中,馬昌文,董鐸,王永慶.  核動力工程. 1988(01)



本文編號：3644462