博金海,王飞

• 1:清华大学核能技术设计研究院

摘要(Abstract)：

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。

关键词(KeyWords)： 反应堆,小破口失水事故,综述

Abstract:

Keywords:

基金项目(Foundation):

作者(Author): 博金海,王飞

参考文献(References)：

• 1Guidebooktolightwaterreactorsafetyanalysis．P．B．Abramson（Eds），p．94—118．2Guidebooktolightwaterreactorsafetyanalysis．P．B．Abramson（Eds），p．252—267．3Scalingofthehighpressureinjectioninintegraltestfacilities．DiMarzo，M．；Almenas，K．；Hsu，Y．Y．；Tartarini，P．；Heper，H．HeatandTechnology，1992，10（3—4）；1—15．4F．D＇Auria，G．M．Galasi，F．Orioloetc．AssesmentofscalingprinciplesforthesimulationofsmalbreakLOCAexperi－mentsinPWRs．NuclearEngineeringandDesign，1987，102（2）：129—141．5S．M．Modro，P．North，T．H．Chen．LOFTsmalbreakexperiments．NuclearEngineeringandDesign，1987，102（2）：143—150．6T．K．Larson，；G．G．Loomis．Semiscaleprogram：areviewofMod－2results．NuclearSafety，1988，29（2）：150—166．7Y．Koizumi，H．Nakamura，K．Tasaks．BWRsmalbreakLOCAcounterparttestsatROSA－ⅢandFISTtestfacilities．NuclearEngineeringandDesign，1987，102（2）：151—163．8M．Tanaka，Y．Kukitaetc．10％coldlegbreaktestatROSA－Ⅳlargescaletestfacility．NuclearEngineeringandDesign，1987，102（2）：165—170．9ExpermentalstudyonPORVbreakLOCAinPWRplants．Kawanishi，Kouhei；Nakamori，Nobuo；Tsuge，Ayao；Kodama，Kenji；Kohriyama，Tamio；Nagumo，HiroichiJournalofNuclearScienceandTechnology，1990，27（2）：133—148．10R．B．Dufey，J．P．Sursock．Naturalcirculationphenomenarelevanttosmalbreaksandtransients．NuclearEngineeringandDesign，1987，102（2）：115—128．11Y．Koizumi，M．Osakabe，H．Kumamaruetc．Investigationofnaturalcirculationheattransferinprimaryandsecondarysidesofpressurizedwaterreactorsteamgenerator．FEDv61．ASME，New，York，NY，USA，p．119—128，1987．12G．G．Loomis，T．K．Larson，J．E．Streit．Naturalcirculationcoolingduringasmal－breakloss－of－coolantaccidentinasimulatedpressurisedwaterreactor．FEDv61．ASME，NewYork，NY，USAp．71—81，1987．13Experimentalsimulationofasmal－scalebabcock＆wilcoxreactormodel．Anon，ElectricPowerResearchInstitute（Re－port）EPRINPn5811Mar．1988，p．204．14CoreliquidleveldepressionduetomanometricefectduringPWRsmalbreakLOCA．Osakabe，Masahiro；Yonomoto，Taisuke；Kukita，Yutaka；Koizumi，Yasuo；Tasaka，Kanji，J．NuclearScienceandTechnology．1988，25（3）：274—282．15UseofinventoryasachronologicalscaleofsmalbreakLOCAintheISTfacilities．Wang，Z．Y．；Unal，C．：diMarzo，M．；Hsu，Y．Y．；Almenas，K．HeatandTechnology，1989，7（3—4）；36—44．16Temporarycoreliquidleveldepressionduringacold－legsmal－breaklos－of－coolantaccident．Theefectofbreaksizeandpowerlevel．Koizumi，Yasuo；Kumanaru，Hiroshige；Mimura，Yuichi；Kukita，Yutaka；Tasaka，Kanji．NuclearTechnology，1991，96（3）：290—301．17ApplicationofnewcoolantinventorytrackingmethodofPWRsmalbreakLOCAsimulationexperimentsatROSA－Ⅳ／LSTF．Suzuki，Mitsuhiro，JournalofNuclearScienceandTechnology，1992，29（6）：547—558．18InvestigationofefectofpresurecontrolsystemonBWRLOCAphenomenausingROSA－Ⅲtestfacility．Kumamaru，Hiroshige；Koizumi，Yasuo；Kukita，Yutaka；Tasaka，Kanji．J．NuclearScienceandTechnology，1987，24（10）：844—858．19PWRcold－legsmal－breakLOCAwithtotalHPIfailure．Kumamaru，Hiroshige；Kukita，Yutaka．JournalofNuclearSci－enceandTechnology，1992，29（12）：34—44．20NaugabLEE．Limitingcountercurrentflowphenomenoninsmalbreaklocatrancients．NuclearEngineringandDesign，1987，102（2）：211—216．21OnsetcriterionforliquidentrainmentinrefloodingphaseofLOCA．Yonomoto，Taisuke；Koizumi，Yasuo；Tasaka，Kanji．J．NuclearScienceandTechnology，1987，24（10）：798—810．22Steamgeneratorprimarysidevoidingduringasmal－breakloss－of－coolantacidentinawestinghouse－typepresurizedwaterreacrtor．Kukita，Y．；Anoda，Y．；Nakamura，H．；Tasaka，K．；HTD．v102．PublbyASME，NewYork，NY，USA．p．29—37，1988．23Hot－legloop－sealclearancebehaviorandefectsontwo－phasenaturalcirculationexperimentduringSB－LOCAatVVER－440PWRmodel．Sharif，AhmedS．M．；Maroti，LaszloAdvancesinGas－LiquidFlows－1990，FEDv99．PublbyASME，NewYork，NY，USA．p．313—320，1990．24Guidebooktolightwaterreactorsafetyanalysis．P．B．Abramson，p．150—170．25Guidebooktolightwaterreactorsafetyanalysis．P．B．Abramson，p．171—198．26Heattransferandthermal－hydraulicsofwestinghouse－typepressurizedwaterreactorsteamgenerator－assessmentofRE－LAP5／Mod2code．Koizumi，Y．；Kumamaru，H．；Mimura，Y．；Osakabe，M．；Tasaka，K．HTDv102．PublbyASME，NewYork，NY，USA．p．21—28，1988．27Modelingandlos－of－coolantacidentanalysisofanuclearpowerplantusingRELAP5／Mod2．Salim，Parvez；Hasan，YassinA．NuclearTechnology，1990，90（3）：275—285．28Modelingoperatoractionsduringasmalbreakloss－of－coolantaccidentinaBabcockandWilcoxnuclearpowerplant．Ghan，L．Scot；Ortiz，MarcosG．BestEstimateSafetyAnalysisHTDv195．PublbyASME，NewYork，NY，USA．p．9—18，1992．29StudyofRELAP5／Mod2andRELAP5／Mod3predictionsofasmal－breakloss－of－coolantaccidentsimulationconductedattheROST－ⅣLarge－ScaleTestFacility．Sloan，SandraM．；Hassan，YassinNuclearTechnology，1992，100（1）：111—124．30NumericalsimulationofnaturalcirculationexperimentsconductedattheISTfacility．Ferng，Yuh－Ming；Lee，Chien－Hsi－ung，NuclearEngineering＆Design，1994，148（1）：119—128．31ISP－33PACTELexperimentsimulation．Parzer，I．；Petelin，S．；Gortnar，O．ProcedingsoftheMetingonNuclearEner－gy：CentralEurope：PresentandPerspectivesProc2AnnuRegMeetingNucl．EnergyCent．Eur．PresentPerspect1993，p．210—217．32WhentousebleedandfeedduringsmalbreakLOCA．prosek，Andrej；Kozuh，Mitja；Mavko，Borut；Petelin，Stojan，Pro－cedingsoftheMetingonNuclearEnergy：CentralEurope：PresentandPerspectives1993，p．178—185．33ApplicabilityofREFLA／TRACcodetoasmal－breakLOCAofPWR．Ohnuki，Akira；Akimoto，Hajime；Murao，Yoshio，JournalofNuclearScienceandTechnology，1995，32（3）：245—256．