浮动式反应堆事故气载放射性多舱输运仿真分析

1

作者 刘哲 杨亚鹏 +1 位作者 李国强 冯宗洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期453-463,共11页

浮动式反应堆受限于特殊的使用环境容易发生事故,事故后气载放射性会在舱室之间传递影响可居留性。为详细分析其事故后气载放射性在舱室之间的传递过程,利用计算流体力学方法开展了破口事故下气载放射性从堆舱中向邻舱的输运过程,对比... 浮动式反应堆受限于特殊的使用环境容易发生事故,事故后气载放射性会在舱室之间传递影响可居留性。为详细分析其事故后气载放射性在舱室之间的传递过程,利用计算流体力学方法开展了破口事故下气载放射性从堆舱中向邻舱的输运过程,对比分析了采取堆舱排风及机舱排风对气载放射性输运的控制效果。结果表明:堆舱放射性泄漏后,气载放射性经泄漏口进入机舱,局部浓度相异;排风系统在舱室内形成局部循环流,使气载放射性汇于主流经排风口排出舱室。堆舱循环流在压力容器与泄漏口之间形成气幕,阻止气载放射性迁移;机舱循环流会在泄漏口机舱侧产生指向机舱的速度,加强气载放射性向机舱的迁移。同时采用堆舱及机舱排风在排风时间达到180 s时可使机舱气载放射性浓度相比无通风情况下降92.5%。 展开更多

关键词 浮动式反应堆破口事故 计算流体力学 精细模拟 气载放射性 多舱输运

在线阅读 下载PDF 职称材料

神经元网络专家系统及其在核反应堆事故诊断中的应用 被引量：8

2

作者 杨一平 戴汝为 《电子学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第6期62-67,共6页

神经元网络是一种不同于目前人工智能研究中逻辑模型的新的表达方式。我们在本文中将其应用到一个核反应堆事故诊断专家系统RODES中,提出了神经元网络启发式的概念。神经元网络启发式的并行、分布特征和可学习性为专家系统的知识表达和... 神经元网络是一种不同于目前人工智能研究中逻辑模型的新的表达方式。我们在本文中将其应用到一个核反应堆事故诊断专家系统RODES中,提出了神经元网络启发式的概念。神经元网络启发式的并行、分布特征和可学习性为专家系统的知识表达和获取、不确定性推理提供了新的途径。它在核反应堆事故诊断专家系统中的实践表明了在人工智能中的潜在前景。 展开更多

关键词 神经元网络 专家系统 核反应堆事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

对环境有影响的核电站和核反应堆事故分析

3

作者 祝汉民 《环境科学研究》 EI CAS 1987年第4期42-50,共9页

核电是一种比较安全的行业,发生事故的几率不大,发生大事故的几率更小,但发生大事故的可能性还是存在的。本文通过分析近20起对环境有较大影响的核反应堆和核电站事故,尤其是美国三里岛核电事故和苏联切尔诺贝利核电事故后指出,大多数... 核电是一种比较安全的行业,发生事故的几率不大,发生大事故的几率更小,但发生大事故的可能性还是存在的。本文通过分析近20起对环境有较大影响的核反应堆和核电站事故,尤其是美国三里岛核电事故和苏联切尔诺贝利核电事故后指出,大多数核电事故是人为原因造成的,管理不善和操作失误是产生事故的主要原因。核电已给人类工业发展带来巨大好处,今后还将继续发展,虽然存在潜在危险,但只要加强安全措施,大事故是可以避免的,提高管理水平和防止操作失误是预防核电发生大事故的主要手段。对运行人员除了要严格培训,认真按操作规程行事之外,必须有安全教育的概念,这对避免发生事故至关重要。我国的核电已经起步,怎样借助于核电先进国家的经验和教训,搞好我国核电的安全工作非常重要。 展开更多

关键词 核反应堆事故 核电站事故 大事故 三里 堆芯熔化事故 切尔诺贝利 集体剂量当量 失水事故 工业发展 压水堆核电站

在线阅读 下载PDF 职称材料

核反应堆严重事故下气溶胶动态吸湿增长机理研究 被引量：1

4

作者 王竞弘 于明锐 +1 位作者 于溯源 彭威 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第11期2077-2085,共9页

核电站发生严重事故之后,安全壳内可溶性气溶胶会在高湿度环境下发生吸湿增长现象,并以改变气溶胶粒径、密度的方式显著影响原有的气溶胶动力学行为。为了描述吸湿平衡时间等气溶胶吸湿增长的过程参量,表征吸湿增长过程时间尺度,本研究... 核电站发生严重事故之后,安全壳内可溶性气溶胶会在高湿度环境下发生吸湿增长现象,并以改变气溶胶粒径、密度的方式显著影响原有的气溶胶动力学行为。为了描述吸湿平衡时间等气溶胶吸湿增长的过程参量,表征吸湿增长过程时间尺度,本研究依据气溶胶吸湿的非平衡态过程构建了气溶胶动态吸湿模型,综合考虑吸湿过程中蒸汽质量守恒、能量守恒关系以及表面蒸汽压对气溶胶吸湿增长行为的影响,分析了气溶胶粒径变化率、吸湿平衡时间等吸湿过程参量。结果表明,在高湿度工况下,吸湿增长行为对小粒径颗粒的影响尤为显著。同时,吸湿过程中粒径变化率与时间呈对数变化规律,而吸湿平衡时间与粒径呈近似线性变化特征。 展开更多

关键词 核反应堆严重事故 气溶胶 吸湿增长 机理模型

在线阅读 下载PDF 职称材料

压水堆硼稀释事故的计算 被引量：1

5

作者 杨顺海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第6期86-88,共3页

一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果... 一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算。 展开更多

关键词 压水型堆 反应堆事故 硼稀释事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

磁控溅射铬涂层锆合金包壳高温水蒸气氧化行为 被引量：1

6

作者 王栋 钟汝浩 +7 位作者 张亚培 郭超 徐浩德 余剑 蓝毅聪 苏光辉 秋穗正 田文喜 《表面技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第11期258-268,共11页

目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析... 目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析元素分布。结果氧化前Cr涂层结构致密,没有明显缺陷。氧化后包壳表面形成微观的鼓包、褶皱或裂纹。Cr涂层在1100℃和1200℃氧化3600 s后形成了Cr_(2)O_(3)-Cr-ZrCr2的三层结构。1200℃下,Zr沿Cr晶界扩散到达Cr_(2)O_(3)/Cr界面后将Cr_(2)O_(3)还原,引起局部Cr_(2)O_(3)厚度减小,Cr晶界中的Zr O2则构成了O扩散的短途通道。1300℃氧化1800 s和3600 s后,Cr涂层性能退化,生成外侧ZrO2层。在Zr基体氧含量饱和的过程中,Zr O2生长的抛物线常数kp增大。由于包壳内表面氧化使得β-Zr基体达到氧饱和,因此外侧kp迅速进入二次增大阶段,导致外侧ZrO2生长速度明显大于内侧。结论Cr涂层可以有效提高Zr包壳的抗氧化性能,但经历一定时长高温氧化后将出现性能退化。 展开更多

关键词 ZR合金 Cr涂层 事故容错燃料包壳 核反应堆事故 高温水蒸气 氧化动力学

在线阅读 下载PDF 职称材料

一种快速估算OIL1水平值的方法 被引量：1

7

作者 凌永生 王醒宇 施仲齐 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第4期322-329,共8页

提出了一种快速修正OIL1水平值的方法,并与IAEA推荐的修正和重新计算OIL1水平值的方法进行了适当比较。利用反应堆换料周期及运行时间、释放份额、释放高度、大气稳定度等参数可快速计算地面释放情况及高架释放情况下的OIL1水平值。给... 提出了一种快速修正OIL1水平值的方法,并与IAEA推荐的修正和重新计算OIL1水平值的方法进行了适当比较。利用反应堆换料周期及运行时间、释放份额、释放高度、大气稳定度等参数可快速计算地面释放情况及高架释放情况下的OIL1水平值。给出了对具有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项的计算结果。 展开更多

关键词 操作干预水平 反应堆事故 防护行动

在线阅读 下载PDF 职称材料

粒子网格混合方法模拟液滴夹带起始点 被引量：2

8

作者 郭赟 石渡佑树 +1 位作者 池尻智史 冈芳明 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期91-94,共4页

环状流动的特性对反应堆事故工况分析具有重要意义,本研究基于粒子网格混合方法对这一现象中的液滴夹带起始点问题进行了数值分析,利用网格求解流场,利用粒子模拟液膜及液滴的运动,探讨了气水流动大密度比情况下,不同流动方向,不同流体... 环状流动的特性对反应堆事故工况分析具有重要意义,本研究基于粒子网格混合方法对这一现象中的液滴夹带起始点问题进行了数值分析,利用网格求解流场,利用粒子模拟液膜及液滴的运动,探讨了气水流动大密度比情况下,不同流动方向,不同流体粘度,不同液膜厚度下的液滴夹带所需的临界气相流速,结果同经典关系式进行了对比,吻合良好.这一方法对于反应堆事故中的两相流动研究具有参考意义. 展开更多

关键词 粒子网格 液滴夹带 环状流 数值模拟 反应堆事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

用RELAP5分析RD-14装置的破口实验 被引量：2

9

作者 高海靖 臧希年 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第2期118-122,160,共6页

用RELAP5 /MOD3 .2程序模拟了在RD 1 4实验装置上进行的两个CANDU反应堆临界破口实验。对破口出现以后 ,冷却剂系统压力、堆芯压降和元件包壳温度的变化趋势进行了研究 ,计算结果和实验数据符合较好 。

关键词 RELAP5 RD-14装置 CANDU反应堆 临界破口 LOCA事故 系统瞬变 反应堆事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

IAEA国际核事件分级表（INES）简介 被引量：4

10

作者 高鹏飞 张英振 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1994年第1期77-80,共4页

本文简要介绍了国际核事件分级表的背景，核事件分级表和分级的准则。

关键词 分级表 核事故 反应堆事故 核电站

在线阅读 下载PDF 职称材料

核电厂停堆状态下的安全问题 被引量：1

11

作者 熊本和 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1994年第2期106-109,126,共5页

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈、概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故和维... 核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈、概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故和维修冷停堆下失去余热排出系统。 展开更多

关键词 安全 停堆状态 核电站 反应堆事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

核能界与公众:认识和文化对核风险看法的影响

12

作者 丁清枝 《兵工安全技术》 CAS CSCD 1997年第3期42-46,共5页

所谓风险就是人们不愿发生的、事件的负面后果。这种负面后果可以是相当抽象的,如生活质量的下降;也可以是具体的,如健康、生命财富的丧失。由于下面这些原因,核能界认为了解公众对风险的看法是重要:首先,核工程师与科学家经常就核安全... 所谓风险就是人们不愿发生的、事件的负面后果。这种负面后果可以是相当抽象的,如生活质量的下降;也可以是具体的,如健康、生命财富的丧失。由于下面这些原因,核能界认为了解公众对风险的看法是重要:首先,核工程师与科学家经常就核安全问题同公众打交道,为了就风险问题与公众进行有效的交流以及制定能被接受的大众化政策,核能界已经确信必须了解公众对核风险的看法。其次。 展开更多

关键词 风险观 公众 科学家 看法 核能 模型思维 思维模型 技术专家 风险分析 核反应堆事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

含气溶胶液相表面单气泡排液特性

13

作者 虞想 谷海峰 +3 位作者 马钎朝 于建群 周艳民 梁辉 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第12期2143-2150,共8页

为研究核反应堆严重事故下液池中气泡破裂产生的液滴夹带现象,本文利用高速摄影对含气溶胶液相表面单气泡破裂现象进行可视化研究。通过图像处理技术获取气泡寿命、气泡破裂位置和液膜打开速率,计算不同工况下的液膜厚度。探索气泡寿命... 为研究核反应堆严重事故下液池中气泡破裂产生的液滴夹带现象,本文利用高速摄影对含气溶胶液相表面单气泡破裂现象进行可视化研究。通过图像处理技术获取气泡寿命、气泡破裂位置和液膜打开速率,计算不同工况下的液膜厚度。探索气泡寿命分布,气泡液膜厚度随时间的变化规律,并分析液相温度及气溶胶浓度的影响。结果表明:气泡寿命服从形状参数为4/3的威布尔分布,平均气泡寿命会随气溶胶浓度的增加而增加;液膜厚度与气泡寿命呈指数为-2/3的幂律衰减,液膜厚度随液相温度及气溶胶浓度的增加而增加;在去离子水的工况下,随着液相温度的升高,气泡在底部破裂的概率增加。加入气溶胶后,气泡在底部破裂的概率也增加。相关结果能够为事故工况下液滴及气溶胶的释放量的预测提供依据。 展开更多

关键词 核反应堆严重事故 气泡 气溶胶 高速摄影 排液特性 气泡寿命 威布尔分布 液膜厚度

在线阅读 下载PDF 职称材料

压水堆堆芯熔融物的运动及传热数值分析 被引量：1

14

作者 丁硕 黄海富 +2 位作者 钟汝浩 张小英 展德奎 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期44-52,共9页

针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型,使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程,确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度,以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明:停堆后约2 400 s开始出现... 针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型,使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程,确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度,以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明:停堆后约2 400 s开始出现熔融现象,熔融物在堆芯活性区域内下落且发生多重相变过程;在4 900 s后,熔融物在堆芯底部形成约1.5 m高的稳定熔池;由于外围组件与低温围栏装置换热,最外围的组件不会发生熔融。本文建立的堆芯熔融物运动与传热分析模型及相关计算结果,可为事故缓解和处理提供技术参考。 展开更多

关键词 反应堆严重事故 堆芯熔融 熔融物运动 熔融物传热

在线阅读 下载PDF 职称材料