全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

来源 :核科学与工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:Cyril
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福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点.为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析.获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论:全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器(Steam Generator,SG)和非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱(Core Makeup Tanks,CMT)向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢.
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对(FeNi)67 Cr15 Mn10 Al5 Ti3高熵合金进行退火、冷轧和热轧+冷轧等工艺处理,采用X射线衍射仪、扫描电镜和万能试验机分别对合金进行物相组成、组织形貌以及力学性能测试和表征.结果表明,铸态和退火态的非等主元(FeNi)67Cr15Mn10Al5Ti3高熵合金更易形成单相固溶体;在中等变形的热轧+冷轧工艺下,合金形成FCC+BCC的双相固溶体,其屈服强度可提高到460.0 MPa;在中等变形的冷轧工艺下,合金会形成细小的金属间化合物,从而具有细小金属间化合物强化机制,使屈服强度显著提升并
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