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全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施□焦森林王连名罗斌【内容摘要】反应堆冷却水泵的轴密封作为一回路压力屏障，防止高温放射性冷却剂向环境泄漏。
本文描述和分析了在全厂断电事故中反应堆冷却水泵因轴封注入水中断造成的轴封失效，并对比分析了各种预防轴封注入水中断措施，为后续反应堆冷却剂泵轴封注入系统设计提供指导。
【关键词】反应堆冷却剂泵；机械密封；轴密封；SBO【作者单位】焦森林，华龙国际核电技术有限公司；王连名、罗斌，中国核电工程有限公司一、引言反应堆冷却剂泵（简称主泵）是核电厂的重要设备，其主要功能是驱动高温高压的反应堆冷却剂，保证冷却剂在反应堆冷却剂系统中的循环。
目前在役核电厂主泵主要为立式、单级单吸的轴封式叶片泵。
主泵的轴密封部件提供从反应堆冷却剂系统压力到环境条件的压力隔离，防止反应堆冷却剂向环境泄漏。
轴密封部件主要为三级流体静压或动压机械密封，在正常运行时，每一级密封按照比例承受系统压力。
二、轴封注入失效分析正常运行时，主泵轴密封由化学和容积控制系统（ＲCV）提供冷高压注入水，密封注入水进入泵腔后分两路：一路沿泵轴向下润滑和冷却泵水润滑导轴承后，流入到反应堆一回路内；另一部分沿泵轴向上依次进入第一、二、三级机械密封，以润滑和保护轴密封，经过每级密封后的泄漏均在可控泄漏流量范围内，从而实现主泵在一回路系统中的屏障。
在全厂断电SBO事故中，厂外电源不可用，厂用电也不可用，同时应急柴油发电机组也不可用。
ＲCV系统中上充泵因失电，无法向主泵轴密封系统提供密封注入水，使一回路高温反应堆冷却剂沿泵轴向上流动，穿过水润滑导轴承，进入主泵轴密封，由于高温和其引发的热应力会损害轴密封，使反应堆冷却剂泄漏超出正常泄漏范围，从而破坏一回路边界完整性，导致出现破口事故（LOCK）。
随着冷却剂持续从主泵轴封破口流出，一回路压力持续下降，堆芯水位下降，堆芯裸露，升温到失效温度后融毁［1］。
三、SBO事故中失去主泵轴封注水危险的应对措施为应对SBO事故中失去主泵轴封注入水的风险，需对主泵密封注入相关的系统重新进行设计，以满足在SBO事故工况下提供轴封注入水，保证一回路边界的完整性。
反应堆冷却剂流量控制研究晏玉坤;李凤宇;王元;廖龙涛【摘要】为优化反应堆冷却剂流量控制，提出了根据蒸发器蒸汽压力适时地连续改变反应堆冷却剂流量，以维持蒸发器蒸汽压力基本不变的控制策略。
建立了被控对象的常微分数学模型，并根据当前实际控制工程领域仍然广泛采用传统P ID控制的现状，设计了反应堆功率控制器和冷却剂泵转速控制器，并对其进行了详细阐释。
根据蒸汽阀门开度阶跃变化整个闭环系统数值计算结果，确定了控制器参数。
%In order to optimize the control of reactor coolant flow ,a control strategy is presented .The reactor coolant flow can be changed on the basis of the steam pressure of evaporator in order to keep the steam pressure of evaporator steady .The ordinary differential mathematical model of controlled system is built .The traditional PID control is widely used in the actual control engineering area , the reactor power controller and the coolant pump speed controller are designed according to the current situation .The controller parameters are ascertained according to the numerical calculation results of the whole closed-loop system when the aperture of steam valve has a step change .【期刊名称】《机械工程与自动化》【年(卷),期】2016(000)003【总页数】4页(P147-150)【关键词】冷却剂流量;反应堆功率;冷却剂泵转速;控制器参数【作者】晏玉坤;李凤宇;王元;廖龙涛【作者单位】海军工程大学，湖北武汉 430033;海军工程大学，湖北武汉430033;92537部队，北京 100161;中国核动力研究院反应堆设计技术重点实验室，四川成都 610041【正文语种】中文【中图分类】TL343目前反应堆冷却剂流量控制通常是将冷却剂泵设置高、低两种不同转速[1]，这种方式较简单易行，当反应堆处于中、高负荷时，冷却剂泵高速运行，冷却剂系统保持全流量；当反应堆处于低负荷时，冷却剂泵低速运行，冷却剂系统维持低流量。
基于抽样的敏感性分析方法在 LBLOCA 质能释放 PIRT评级中的应用扈本学;王喆;王伟伟;王国栋;王章立;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫【摘要】基于随机抽样的非参量敏感性统计分析方法是一种有效的敏感性分析方法，通过计算热工水力分析程序多个抽样输入参数与输出参数之间的相关系数来评价各输入参数对输出参数影响的重要程度。
通过耦合DAKOTA和WCOBRA／TRAC程序，开发了基于抽样的适用于非能动核电厂大破口失水事故质能释放的敏感性分析方法，该方法可全面定量评估各敏感性参数对计算结果的影响。
计算结果表明：堆芯初始功率、燃耗、衰变热、安注箱初始水温、初始水体积、安注箱管道阻力系数、堆芯补水箱初始水温、喷放系数及破口阻力系数对破口质能释放具有显著影响。
该分析结果可为大破口失水事故质能释放分析现象识别和重要度排序表评级提供定量依据。
%T he sampling based statistical sensitivity analysis is an effective sensitivity analysis method ,and the importance of input parameters of a thermal hydraulic analysis code could be evaluated by calculating the correlation coefficients of input parameters and output parameters .A sampling based sensitivity analysis method for LBLOCA mass and energy release of the large passive plant was developed ,by coupling DAKOTA and WCOBRA/TRAC codes .The calculated results show that the initial core power ,fuel burnup ,decay heat ,initial accumulator water temperature ,initial accumulator water volume ,accumulator pipe friction coefficient ,initial core makeup tank water tempera‐ture ,discharge coefficient and break resistance coefficient affect mass and energy release greatly .The results can provide quantitative support for evaluation ofLBLOCA mass and energy release analysis phenomena identification and ranking table .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)002【总页数】5页(P290-294)【关键词】大破口失水事故;质能释放;敏感性分析;现象识别和重要度排序表;统计法;偏相关系数【作者】扈本学;王喆;王伟伟;王国栋;王章立;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫【作者单位】上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海200233;上海核工程研究设计院，上海 200233;上海核工程研究设计院，上海200233;上海核工程研究设计院，上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TL364对核电厂安全分析程序的开发而言，虽然核电厂中所有的热工水力现象均精确模拟是不现实的，但要求准确模拟在事故下所有的重要热工水力现象。
LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析陈玲;尚彦龙;蔡琦;申祖金;杨洪立
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2012(046)0z1
【摘要】反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性.给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力.
【总页数】6页(P324-329)
【作者】陈玲;尚彦龙;蔡琦;申祖金;杨洪立
【作者单位】海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033
【正文语种】中文
【中图分类】TL387
【相关文献】
1.LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析 [J], 陈玲;尚彦龙;蔡琦;申祖金;杨洪立
2.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
3.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
4.GO-FLOW法在大亚湾核电站辅助给水系统可靠性分析中的应用 [J], 初永越;依岩;李虎伟
5.基于GO-FLOW法的高速铁路接触网系统可靠性分析 [J], 赵峰;梁丽;王思华因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型
郭玉君;Mishi.,K
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】1999(019)001
【摘要】在分析和比较前人现有工作的基础上，提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。
本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。
这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附近的过渡区传热，从而回避了采用至今仍很容易混淆的骤冷温度，淬火温度和Ｌｅｉｄｅｎｆｒｏｓｔ温度，便于工程应用。
【总页数】6页(P14-19)
【作者】郭玉君;Mishi.,K
【作者单位】西安交通大学核能与热能工程系;西安交通大学核能与热能工程系【正文语种】中文
【中图分类】TL421.106
【相关文献】
1.大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全 [J], 骆邦其
2.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
3.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
4.超设计基准事故下堆芯再淹没调研报告 [J], 杨寒
5.XAPR中破口失水事故下堆芯自然循环\r冷却能力的功能可靠性研究 [J], 王宝生;唐秀欢;朱磊;包利红
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