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评估符合ECCS的RHR吸入管道系统的最高允许温度

张贴者 The 福斯克Team 于05.25.17

By: Jaehyok Lim, Ph. D., Principal 核 Engineer, Plant Services, 福斯克& Associates, LLC 

 

抽象

进行了一系列计算 computer.jpg调查 热工液压 从关闭冷却模式过渡到备用紧急堆芯冷却系统(ECCS)喷射模式后不久,就会发生冷却损失事故(LOCA)时,残余热量去除(RHR)吸入管道系统的行为。在启动和关闭操作期间可能会发生这种情况,并有可能将热流体截留在驱动器中。 余热排除(RHR) 热腿吸气管线中的时间要持续一段时间,以使截留的流体冷却至周围环境。根据管道配置的不同,此冷却可能需要24小时以上,从而留出了一个时间范围,在该时间范围内,如果因事故而需要该系统,则RHR系统可能被视为易受与该位置流体温度升高相关的行为的影响。 。这些行为包括潜在的蒸汽侵入RHR泵并在加注水储罐(RWST)注入开始时以及切换到集水箱再循环模式期间创造有利于凝结水锤的条件。核安全咨询函(NSAL),NSAL-93-004(参考文献[1])和NSAL-09-8(参考文献[2])中提出了此问题。因此,该分析旨在解决西屋三回路加压水反应堆(PWR)的这一问题。一种 RELAP5 RHR系统的模型被开发来遵循这种两阶段的蒸汽-水瞬态行为。 RELAP5结果表明,对于RHR吸入管道,最大的担忧是由于热管吸入管路中滞留的热流体闪蒸,有可能使蒸汽吸入RHR泵。该计算保守地生成了温度极限,用于隔离RHR停机冷却,以确保不会将蒸汽吸入泵中。只要最高水温低于232°F,就不会有蒸汽侵入。潜在的考虑因素 水锤 无关紧要。但是,对于具有不同几何形状和条件的其他工厂,可以更改结果。

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1. Westinghouse,1993年,在电厂启动期间作为ECCS一部分进行RHRS操作,NSAL-93-004:核安全咨询函。

2. Westinghouse,2009年,在3/4型冷却剂泄漏事故条件下的应急堆芯冷却系统/余热排除系统中存在蒸气,NSAL-09-8:核安全咨询函。 

 

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话题: 热稳定性, 核电厂, 新闻

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