压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究 被引量：7

1

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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压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究 被引量：5

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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2期189-193,共5页

采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2,建立美国Surry-2核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,为二级概率安全评价提供可信的初始条件,计算中考... 采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2,建立美国Surry-2核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,为二级概率安全评价提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明,由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆;反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部,而是在其侧面;通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。 展开更多

关键词 完全丧失给水 严重事故 堆芯熔化进程 蠕变破裂

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IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响 被引量：4

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作者 杨晓 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期254-259,共6页

严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的... 严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留 堆芯熔化 熔池分层结构 压力容器失效

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蒸汽发生器完全丧失给水引发的压水堆严重事故研究

4

作者 张龙飞 张大发 王少明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第2期122-127,共6页

采用严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了美国Surry核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行了研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,给二级PSA提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路... 采用严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了美国Surry核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行了研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,给二级PSA提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。 展开更多

关键词 完全丧失给水 严重事故 堆芯熔化进程 蠕变破裂

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压水堆严重事故下封头热斑计算

5

作者 周涛 王尧新 杨旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1214-1218,共5页

压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下... 压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下封头存在两处最薄弱的位置,分别为下封头正下方正对外部冷却水位置和氧化壳与压力容器交界处。特别是在氧化壳与压力容器交界处,由于多种原因导致临界热流密度发生,使得该处熔化严重。通过设置延伸小管和附加冷却水可延迟压力容器壁面熔穿的时间。 展开更多

关键词 堆芯熔化事故 下封头 热斑

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对环境有影响的核电站和核反应堆事故分析

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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

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SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析 被引量：1

7

作者 侯华青 沈永刚 +1 位作者 崔旭阳 蒋晓华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期452-456,共5页

目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(C... 目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。 展开更多

关键词 全范围事故分析 小破口失水事故 堆芯熔化频率 过冷度

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严重事故下封头失效机理分析

8

作者 袁显宝 郭盼 张永红 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期412-420,共9页

严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研... 严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明,三类事故均造成压力容器失效,全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段,距离稳压器和压力容器较近,事故响应更快,比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20000 s;全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效;全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。 展开更多

关键词 严重事故 堆芯熔化 下封头失效 失效机制

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包壳相关行为对严重事故进程的影响分析 被引量：5

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作者 袁显宝 石强 +4 位作者 张彬航 魏靖宇 张永红 周建军 郭盼 《科学技术与工程》 北大核心 2022年第19期8333-8339,共7页

严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量的热,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。使用一体化严重事故分析程序,研究百万... 严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量的热,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。使用一体化严重事故分析程序,研究百万千瓦级压水堆核电站发生全场断电叠加破口事故下,包壳行为对严重事故进程的影响。分析结果表明,锆水反应精细化计算模型修改后,全场断电叠加大破口事故下堆芯产氢量减少24.1 kg;共晶反应能够加速熔融物向下封头迁移同时延长堆芯失效时间。 展开更多

关键词 严重事故 一体化程序 包壳行为 堆芯熔化

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核电厂严重事故的物理过程是怎样的?

10

《江苏电机工程》 2011年第3期47-47,共1页

严重事故的产生是堆芯熔化导致大量放射性释放引起的,主要有两种类型：低压熔化和高压熔化。 低压熔化过程主要以主系统冷却剂丧失为特征。若应急堆芯冷却系统失效,堆芯将自上而下地熔化,直到将压力容器下封头熔穿、熔融物随后与安全... 严重事故的产生是堆芯熔化导致大量放射性释放引起的,主要有两种类型：低压熔化和高压熔化。 低压熔化过程主要以主系统冷却剂丧失为特征。若应急堆芯冷却系统失效,堆芯将自上而下地熔化,直到将压力容器下封头熔穿、熔融物随后与安全壳底板混凝土相互作用,释出CO2、CO、H2等不凝气体,从而造成安全壳晚期超压时效或底板熔穿。 展开更多

关键词 严重事故 物理过程 核电厂 底板混凝土 堆芯熔化 放射性释放 冷却剂丧失 高压熔化

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钠冷快堆无保护失流事故初始阶段现象分析

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作者 梁继越 张东辉 +2 位作者 乔鹏瑞 薛方元 胡文军 《科学技术与工程》 2025年第25期10701-10708,共8页

安全性是钠冷快堆发展中必须考虑的问题,严重事故评价在快堆安全分析中扮演着重要角色。选择SAS4A程序为分析工具,系统考虑严重事故初始阶段主要反应性变化,并将其应用于钠冷快堆无保护失流(unprotected loss of flow,ULOF)事故分析计... 安全性是钠冷快堆发展中必须考虑的问题,严重事故评价在快堆安全分析中扮演着重要角色。选择SAS4A程序为分析工具,系统考虑严重事故初始阶段主要反应性变化,并将其应用于钠冷快堆无保护失流(unprotected loss of flow,ULOF)事故分析计算。计算表明,钠冷快堆在ULOF事故早期阶段,燃料升温引入的负反应性和燃料组件轴向膨胀引入的负反应性使反应堆功率缓慢下降。随后由于冷却剂温度升高,部分区域的冷却剂钠开始出现沸腾,大量的钠空泡导致冷却剂密度迅速降低而引入大量正反应性,反应堆功率会快速升高并出现功率峰值。随后由于熔融包壳和燃料的移动而分别出现功率上升和下降现象,最终由于出现大量熔融包壳和燃料移动,钠冷快堆严重事故进入过渡阶段。 展开更多

关键词 钠冷快堆 ULOF 严重事故 堆芯熔化 钠空泡

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