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核电厂严重事故下安全壳内气溶胶再悬浮机制研究
1
作者 杨洋 刘卓 +5 位作者 张卢腾 唐甲璇 李佳龙 潘良明 高力 元一单 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期634-643,共10页
当核电厂发生严重事故后,安全壳内可能会存在大量的放射性气溶胶,沉积在壁面的气溶胶会因为安全壳内的气体流动发生再悬浮,成为持续的放射性气溶胶源项。气溶胶的再悬浮会增大安全壳放射性气溶胶的浓度,增加过滤排放系统的工作压力,加... 当核电厂发生严重事故后,安全壳内可能会存在大量的放射性气溶胶,沉积在壁面的气溶胶会因为安全壳内的气体流动发生再悬浮,成为持续的放射性气溶胶源项。气溶胶的再悬浮会增大安全壳放射性气溶胶的浓度,增加过滤排放系统的工作压力,加大放射性物质泄漏到外界的风险。本文采用可视化实验和力矩平衡模型对安全壳内不同沉积条件和气流条件下气溶胶的再悬浮特性开展研究。发现随着气流速度的增大,气溶胶的再悬浮份额逐渐增大;由于毛细力的存在,在高湿环境下沉积的气溶胶,再悬浮份额远低于干燥环境沉积的气溶胶;安全壳内竖直壁面沉积的气溶胶量远小于水平壁面的,难以形成松散的堆积结构,再悬浮份额仅为竖直壁面的50%;随着沉积时间的增加,沉积层发生老化,黏附力增大,使得气溶胶的再悬浮份额降低。基于流体动力和黏附力间的力矩平衡修改了经典RnR模型中再悬浮率常数表达式的部分关键项,并使用实验数据进行验证,模型预测值和实验值的最大绝对偏差为8.92%,平均绝对偏差为5.65%。 展开更多
关键词 严重事故 气溶胶 再悬浮 力矩平衡
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核电厂严重事故日常管理经验总结与发展建议
2
作者 孙峰平 《核安全》 2024年第3期94-98,共5页
福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目... 福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目、钥匙管理不规范和未开展移动设备充足性评价等典型问题,并提供了相应的改进措施。本文针对严重事故管理导则电子化、移动设备接入系统试验、移动设备操作错配和严重事故管理导则框架更新等当前仍然存在的问题进行了探讨,并给出了建议。 展开更多
关键词 严重事故 日常管理 严重事故管理导则 SAMG 福岛 移动设备
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严重事故工况下反应堆热工水力参数对源项释放行为影响研究
3
作者 杨皓 张斌 +3 位作者 李济深 缪凡 张芷然 单建强 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期25-37,共13页
为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严... 为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明:在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。 展开更多
关键词 热工水力 严重事故 源项 不确定性分析 敏感性分析
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严重事故下核电厂气溶胶再夹带行为初步研究
4
作者 江斌 黄挺 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期148-153,共6页
在三维计算流体动力学(CFD)安全壳程序GASFLOW中开发了严重事故条件下的气溶胶再夹带模型。在空气-蒸汽和纯蒸汽两种安全壳大气环境下分析了安全壳卸压导致的气溶胶再夹带现象,并将所得结果与相同条件下的Ishii模型计算结果及REVENT试... 在三维计算流体动力学(CFD)安全壳程序GASFLOW中开发了严重事故条件下的气溶胶再夹带模型。在空气-蒸汽和纯蒸汽两种安全壳大气环境下分析了安全壳卸压导致的气溶胶再夹带现象,并将所得结果与相同条件下的Ishii模型计算结果及REVENT试验数据进行对比。计算结果表明,开发的气溶胶再夹带模型能够较好地模拟气溶胶的再夹带行为。 展开更多
关键词 闪蒸原理 严重事故 GASFLOW程序 气溶胶再夹带 REVENT
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基于功能需求的核电厂严重事故监测范围分析
5
作者 阳珉磊 李闰生 魏倩文 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1126-1133,共8页
本文对严重事故进程和缓解展开功能需求分析,通过功能需求分析和对相关法规标准解读,构建了一套具备可操作性的严重事故监测需求推定方法,形成体系化的严重事故监测需求推定流程。同时,在该方法指导下,结合国内某三代压水堆技术特征,开... 本文对严重事故进程和缓解展开功能需求分析,通过功能需求分析和对相关法规标准解读,构建了一套具备可操作性的严重事故监测需求推定方法,形成体系化的严重事故监测需求推定流程。同时,在该方法指导下,结合国内某三代压水堆技术特征,开展应用示例分析。最终,根据分析结果验证严重事故监测需求推定方法的合理性。本文对于压水堆核电厂严重事故监测设计具有重要借鉴意义。 展开更多
关键词 严重事故 功能需求 监测范围 推定方法
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基于ABAQUS程序的严重事故用电气连接件仿真分析
6
作者 陈毅斌 邵明坤 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期480-486,共7页
为研究压水堆核电厂在发生严重事故工况时,氢气燃烧产生的瞬时高温对1E级电气连接件的热影响,本文利用ABAQUS有限元仿真软件,对某核电厂严重事故时氢气燃烧环境下的1E级电气连接件进行整机热仿真分析,得出了电气连接件温度场云图和电气... 为研究压水堆核电厂在发生严重事故工况时,氢气燃烧产生的瞬时高温对1E级电气连接件的热影响,本文利用ABAQUS有限元仿真软件,对某核电厂严重事故时氢气燃烧环境下的1E级电气连接件进行整机热仿真分析,得出了电气连接件温度场云图和电气连接件密封圈处的温度变化曲线。根据仿真结果对密封圈进行高温试验,验证了1E级电气连接件可以耐受严重事故工况氢气燃烧的高温环境,并顺利通过了严重事故氢气燃烧试验,缩短产品研发周期,减少前期投入约200万元,为产品设计选型提供分析指导。对同类电气连接件及其他电气设备,在核电厂严重事故环境中的设计选材具有一定参考价值。 展开更多
关键词 电气连接件 严重事故 氢气燃烧 热仿真
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CANDU6机组SB-LOCA始发严重事故下氢气源项分析
7
作者 黄雄 李小龙 +6 位作者 魏巍 朱邵波 马国扬 陈雨晴 杨绪杰 谢政权 陈家庆 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2024年第6期1356-1364,共9页
本文以秦山三期CANDU6机组为例,应用一体化严重事故分析MAAP5-CANDU程序建立CANDU6机组模型,选取主热传输系统发生小破口(SB-LOCA)作为始发事件,对不同破口尺寸和不同破口位置对堆芯及堆腔氢气源项进行敏感性分析。结果表明:在整个事故... 本文以秦山三期CANDU6机组为例,应用一体化严重事故分析MAAP5-CANDU程序建立CANDU6机组模型,选取主热传输系统发生小破口(SB-LOCA)作为始发事件,对不同破口尺寸和不同破口位置对堆芯及堆腔氢气源项进行敏感性分析。结果表明:在整个事故进程中,破口尺寸和破口位置对堆芯内氢气源项影响不大,且没有呈现明显的规律,堆芯氢气累积产量为69.9~85.6 kg;出口集管发生7%破口尺寸事故时,MCCI开始时间最早,为54.94 h,且堆腔氢气累积产量最大,为1768.4 kg;MCCI是CANDU机组严重事故期间氢气的主要来源,事故期间确保排管容器的完整性至关重要,将直接影响到安全壳屏障的完整性,这可为CANDU机组严重事故氢气风险预防、缓解措施的制定、评价和优化提供一定的理论参考。 展开更多
关键词 CANDU6 SB-LOCA 严重事故 氢气源项 MAAP5-CANDU
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自主化严重事故软件PISAA与RINSIM平台集成技术研究
8
作者 谷韫丰 魏巍 +2 位作者 候雪燕 黄雄 谢政权 《电子技术应用》 2024年第S01期7-12,共6页
为了提高单机版严重事故分析程序在事故仿真计算实时参数控制和调度的灵活度,以及扩展严重事故分析程序的仿真范围,提出一种严重事故分析软件与中核武汉自主研发的仿真平台的集成方案,通过开发程序和各模块之间的通讯系统及接口程序来... 为了提高单机版严重事故分析程序在事故仿真计算实时参数控制和调度的灵活度,以及扩展严重事故分析程序的仿真范围,提出一种严重事故分析软件与中核武汉自主研发的仿真平台的集成方案,通过开发程序和各模块之间的通讯系统及接口程序来完成程序之间的数据交互和耦合计算,实现对严重事故程序的实时调度以及稳态、设计基准事故甚至严重事故全工况的模拟。并通过与安全分析报告的严重事故分析内容与集成后程序仿真结果的对比分析,验证该方案的可行性以及仿真结果的准确性。 展开更多
关键词 自主化 严重事故 RINSIM平台 PISAA
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面向华龙一号的新一代严重事故模拟机研制
9
作者 陈雨晴 黄雄 +2 位作者 魏巍 俞慧 赖伟 《电子技术应用》 2024年第S01期116-122,共7页
华龙一号全范围模拟机主要用于培训与考核华龙一号电厂的操纵员和高级操纵员,而当前华龙一号全范围模拟机难以满足电厂对于严重事故场景的培训和演练需求,故需要对全范围模拟机进行严重事故功能的扩展。详述了面向华龙一号的新一代严重... 华龙一号全范围模拟机主要用于培训与考核华龙一号电厂的操纵员和高级操纵员,而当前华龙一号全范围模拟机难以满足电厂对于严重事故场景的培训和演练需求,故需要对全范围模拟机进行严重事故功能的扩展。详述了面向华龙一号的新一代严重事故模拟机的研制路线,并选取典型的严重事故工况开展软件集成后的测试。结果表明,全范围模型与MAAP5模型可以实现耦合,华龙一号严重事故模拟机可满足华龙一号堆型严重事故仿真的需求,并且底层模型切换过程可达到平滑无阶跃。 展开更多
关键词 华龙一号 严重事故模拟机 MAAP5
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恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施 被引量：1
10
作者 史国宝 严锦泉 郑明光 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期511-518,共8页
恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了... 恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了严重事故缓解措施,提高了C-2核电厂核安全水平。 展开更多
关键词 严重事故预防措施 严重事故缓解措施 恰希玛核电厂2号机组
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压水堆严重事故管理入口标准研究 被引量：1
11
作者 张龙飞 雷世雄 余方伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期381-384,共4页
使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度... 使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。 展开更多
关键词 严重事故 事故管理 严重事故管理导则 入口标准
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先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究 被引量：1
12
作者 李亚冰 佟立丽 曹学武 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期836-842,共7页
依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本... 依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。 展开更多
关键词 防火喷淋 严重事故缓解 严重事故管理导则 非能动先进压水堆
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核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 被引量：12
13
作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第7期609-615,共7页
本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性... 本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级，非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6～10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。 展开更多
关键词 严重事故 大破口失水事故 裂变产物 源项
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严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究 被引量：11
14
作者 孙雪霆 陈林林 +3 位作者 史晓磊 肖增光 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期73-78,共6页
基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快... 基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却 严重事故 气溶胶 扩散泳 水蒸气凝结
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秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证 被引量：1
15
作者 王勇 魏严凇 +1 位作者 史晓磊 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期666-670,共5页
在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解... 在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。 展开更多
关键词 严重事故管理导则 MELCOR程序 严重事故 缓解对策有效性
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非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析 被引量：12
16
作者 孙雪霆 陈林林 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2219-2223,共5页
采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高... 采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。 展开更多
关键词 严重事故 非能动安全壳冷却 气溶胶沉积 扩散泳
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CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究 被引量：4
17
作者 佟立丽 曹学武 +1 位作者 袁凯 黄高峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第11期1361-1365,共5页
采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系... 采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。 展开更多
关键词 CANDU堆 严重事故 全厂断电 事故进程
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用MELCOR程序分析600MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故 被引量：4
18
作者 张应超 季松涛 +2 位作者 魏严凇 史晓磊 许倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期440-445,共6页
利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了... 利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。 展开更多
关键词 MELCOR 乏燃料 乏燃料水池 严重事故
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压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究 被引量：7
19
作者 张龙飞 张大发 王少明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期560-564,共5页
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究... 采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明,压水堆发生大破口失水事故时,堆芯熔化进程较快,大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室,反应堆压力容器下封头失效较早,且主回路冷段破口比热段破口更为严重。 展开更多
关键词 大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
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严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析 被引量：5
20
作者 郭丁情 邓坚 +1 位作者 曹学武 佟立丽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第12期1109-1114,共6页
采用一体化严重事故分析工具,对600 MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明:相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况,大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化,在考虑100%锆-水反应产氢量的条... 采用一体化严重事故分析工具,对600 MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明:相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况,大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化,在考虑100%锆-水反应产氢量的条件下,大破口失水始发事故氢气风险较大,有可能发生氢气快速燃烧;在氢气控制系统作用下,发生大破口失水始发严重事故时,安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,未达到氢气快速燃烧和爆炸的条件,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则,认为该氢气控制系统是可行、有效的。 展开更多
关键词 严重事故 氢气风险 氢气控制
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