非能动堆芯补水技术设计验证方法研究

唐济林; 刘宇生; 谭思超; 陈宝龙; 李东阳; 邱立青; 王庶光

doi:10.20190/j.cnki.02580918.202505006

English Version Reader LoginJournal Login

您当前的位置：

首页 >

文章列表页 >

非能动堆芯补水技术设计验证方法研究

更新时间：2025-11-28

- 非能动堆芯补水技术设计验证方法研究
- Vol. 45, Issue 5, Pages: 878-886(2025)
- 作者机构：
  
  1. 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨工程大学
  2. 中国核动力研究设计院
  3. 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室生态环境部核与辐射安全中心
  4. 中国原子能科学研究院
- 作者简介：
- 基金信息：
- DOI：10.20190/j.cnki.02580918.202505006
  CLC： TL351.1
- Published：2025
- 稿件说明：
移动端阅览
唐济林, 刘宇生, 谭思超, et al. 非能动堆芯补水技术设计验证方法研究[J]. 2025, 45(5): 878-886.
DOI：

唐济林, 刘宇生, 谭思超, et al. 非能动堆芯补水技术设计验证方法研究[J]. 2025, 45(5): 878-886. DOI： 10.20190/j.cnki.02580918.202505006.

摘要

围绕全压非能动堆芯补水技术(FPMT)的设计验证问题，分析了商用压水堆和小型堆中堆芯补水技术的典型特征，总结了FPMT与其他安全系统耦合运行的具体特点；结合典型堆芯补水系统设计，回顾了其研发过程试验验证的内容及结论，研究了非能动堆芯补水技术的设计验证方法。结果表明，非能动堆芯补水技术具有良好的鲁棒性，能够与非能动安注系统、能动安注系统或一体化反应堆冷却剂系统(RCS)可靠地耦合运行，实现事故高压阶段反应堆系统的补水和冷却；堆芯补水箱(CMT)进出口的位置与其他安全系统的耦合运行方式，均对CMT系统和局部的热工水力行为具有显著影响；对于全新的CMT设计，应基于识别的重要热工水力现象，采取设计可行性验证、子系统性能验证和整体效应验证等方式开展设计验证。

Abstract

关键词

Keywords

references

李夔宁.饱和蒸汽在自由过冷液面直接接触冷凝特性的研究[D].重庆大学,2003(04).

Taisuke Yonomoto,Masaya Kondo,Yutaka Kukita,L. Scott Ghan,Richard R. Schultz.Core Makeup Tank Behavior Observed During the Rosa-AP600 Experiments[J].Nuclear Technology,1997(2).

Hwang Bae,Sung Uk Ryu,Byong-Guk Jeon,Jin-Hwa Yang,Eunkoo Yun,Yun-Gon Bang,Sung-Jae Yi,Hyun-Sik Park.Core makeup tank injection characteristics during different test scenarios using SMART-ITL facility[J].Annals of Nuclear Energy,2019.

Mingjun Wang,Wenxi Tian,Suizheng Qiu,Guanghui Su,Yapei Zhang.An evaluation of designed passive Core Makeup Tank (CMT) for China pressurized reactor (CPR1000)[J].Annals of Nuclear Energy,2013.

邓程程,常华健,秦本科,王含.非能动试验台架中CMT的比例分析及失真评价[J].原子能科学技术,2013(11).

郑明光,严锦泉,申屠军,田林,王煦嘉,邱忠明.CAP1400的总体设计和技术创新[J].Engineering,2016(01).

高颖贤,申亚欧,曾未.安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究[J].核动力工程,2015(03).

王中立.AP1000首堆非能动堆芯补水箱(CMT)再循环试验流量分析方法研究[J].核科学与工程,2018(04).

李庆,宋丹戎,曾未,陈长,刘佳,王东辉,肖仁杰.ACP100S浮动核电站总体设计及验证[J].核动力工程,2020(05).

季福云,李长林,郑华,刘少华,许晓兰.AC600全压堆芯补水箱补水实验研究[J].核动力工程,1999(04).

刘宇生,王庶光,李东阳,唐济林,谭思超.堆芯补水箱内热工水力现象识别与研究[J].核安全,2022(04).

杨江,林支康,卢向晖,沈永刚,郑向阳,詹佳硕.小型堆破口失水事故初步研究[J].原子能科学技术,2016(07).

闵元佑.中国改进型压水堆核电站AC－600的主要设计特点及其与AP－600的比较[J].核动力工程,1995(02).

彭云康,郑华.先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究[J].核动力工程,2003(02).

陈炳德,郑海峰,钟燕敏.流体欠热度对容器排放特性的影响[J].核动力工程,2002(02).

柏平,谭祚.AC-600非能动安全系统设计[J].核动力工程,1989(05).

肖泽军,陈炳德,卓文彬.AC600二次侧非能动余热排出系统应急给水箱注水启动自然循环过渡特性研究[J].核动力工程,1999(01).

Views

下载量

CSCD

Alert me when the article has been cited

提交

Tools

Publicity Resources

一种反应堆非能动余热排出系统的方案设计

中国实验快堆虹吸破坏装置两相流动分析

CPR1000核电厂数字化仪表控制设计验证技术探讨

台山EPR核电厂DCS逻辑设计验证方法研究

多样化非能动衰变热排出方法研究

Related Author

贾宝山

俞冀阳

张东辉

彭燕

张焕欣

徐晓臻

谢红云

徐晓臻

Related Institution

中广核工程有限公司设计院

深圳中广核工程设计有限公司

上海核工程研究设计院

中国原子能科学研究院快堆工程部

中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室

AI问答

⁰