AP1000冷管段小破口失水事故分析 被引量：13

1

作者 杨江 田文喜 +1 位作者 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期541-547,共7页

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。 展开更多

关键词 AP1000 RELAP5 小破口失水事故

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余热排出泵小破口失水事故空化特性数值分析 被引量：5

2

作者 洪锋 袁建平 +2 位作者 张金凤 卢加兴 张云蕾 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期297-301,共5页

为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流模型,对余热排出泵高温高压环境下叶轮内空化流动进行全流道数值计算。根据计算结果获得了余热排出泵小... 为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流模型,对余热排出泵高温高压环境下叶轮内空化流动进行全流道数值计算。根据计算结果获得了余热排出泵小破口严重事故工况下扬程和效率的衰减曲线及空化发生的初始压力,捕捉到泵内空化的发生、发展过程。研究结果表明:当环境压力降低至大约1.15 MPa时,叶片吸力面进水边靠近前盖板处开始出现空泡,随着环境压力的降低,空泡分布区域及空泡体积分数不断扩大;当压力降低至1.143 MPa时,叶轮内部最大空泡体积分数达到50.17%,严重空化时,叶片工作面会有空泡聚集并造成叶轮流道严重堵塞致使泵扬程急剧下降。通过分析空化发生的状况得出空化发生的初始压力,为余热排出泵的设计提供一定的参考。 展开更多

关键词 余热排出泵 小破口失水事故 空化 叶轮 数值分析 压力 空泡

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AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算 被引量：4

3

作者 乔雪冬 王昆鹏 +4 位作者 靖剑平 孙微 安捷铷 贾斌 张春明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期306-313,共8页

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。 展开更多

关键词 AP1000 RELAP5 直接注入管线 小破口失水事故

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小破口失水事故研究综述 被引量：20

4

作者 博金海 王飞 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期172-179,共8页

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... 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。 展开更多

关键词 反应堆 小破口失水事故 综述 SBLOCA

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DVI管小破口失水事故实验研究 被引量：2

5

作者 彭传新 张妍 +3 位作者 黄志刚 昝元锋 卓文彬 闫晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1787-1792,共6页

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故... 在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。 展开更多

关键词 小破口失水事故 DVI管 非能动安全系统

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压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究 被引量：2

6

作者 许国华 周润彬 +2 位作者 李凤臣 姚日琪 魏国锋 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第3期214-219,共6页

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系... 在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系统分析程序的计算结果作了比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。 展开更多

关键词 HPITF 小破口失水事故 分析程序 冷管段 压水堆

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船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究 被引量：6

7

作者 王元 王少明 于雷 《船海工程》 北大核心 2008年第5期102-106,共5页

利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低... 利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。 展开更多

关键词 核动力装置 小破口失水事故 主冷却剂泵

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小型堆破口失水事故初步研究 被引量：4

8

作者 杨江 林支康 +3 位作者 卢向晖 沈永刚 郑向阳 詹佳硕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页

为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入... 为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。 展开更多

关键词 小型堆 非能动安全注入系统 破口失水事故

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RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究 被引量：4

9

作者 徐财红 史国宝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期291-297,共7页

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。 展开更多

关键词 APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故

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XAPR中破口失水事故下堆芯自然循环冷却能力的功能可靠性研究 被引量：1

10

作者 王宝生 唐秀欢 +1 位作者 朱磊 包利红 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期844-852,共9页

功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素,需在其可靠性分析中予以考虑。针对多维不确定性参数及小功能失效概率问题,提出了一种将改进响应面法及重要抽样子集模拟法相结合的功能可靠性分析方法。以西安脉冲堆(XAPR)堆池水自然循... 功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素,需在其可靠性分析中予以考虑。针对多维不确定性参数及小功能失效概率问题,提出了一种将改进响应面法及重要抽样子集模拟法相结合的功能可靠性分析方法。以西安脉冲堆(XAPR)堆池水自然循环冷却为例,结合中破口失水事故,考虑输入参数及模型的不确定性,对其进行了功能可靠性评估和灵敏度分析。结果表明:XAPR堆芯自然循环功能失效概率为3.796×10^(-3),需充分考虑系统功能的可靠性。本文方法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度,对XAPR堆芯自然循环非线性功能函数具有很强的适应性。 展开更多

关键词 西安脉冲堆 中破口失水事故 自然循环 功能可靠性

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CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析 被引量：2

11

作者 陈艺芬 黄志翱 +1 位作者 郑剑香 缪惠芳 《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期855-863,共9页

严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR100... 严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考. 展开更多

关键词 CPR1000 严重事故管理导则 全厂断电 小破口失水事故 卸压 外部注水

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AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究 被引量：4

12

作者 黄高峰 李京喜 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期371-374,共4页

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄... 建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。 展开更多

关键词 AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项

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船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析 被引量：1

13

作者 杨磊 陈文振 +1 位作者 赵新文 祁杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期301-304,共4页

针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下... 针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下燃料元件的完整性。结果表明:在发生该类叠加事故后,热阱丧失,反应堆的剩余热将无法导出,堆芯燃料元件会发生大面积破损。研究结果可为运行人员的事故处理和操作提供参考。 展开更多

关键词 船用堆 中破口失水事故 全部电源丧失事故 RELAP5

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小型堆不可隔离小破口事故下的舱室放射性活度可视化

14

作者 晏峰 张帆 +1 位作者 陈力生 张彦招 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2015年第1期50-54,共5页

以某小型压水堆为研究对象,运用MELCOR程序建立事故分析模型,研究了不可隔离小破口合并全船断电始发严重事故下舱室放射性活度变化规律。结果表明:不可隔离小破口事故下,倘若安全设施失效,将导致堆芯熔化;堆舱放射性活度比其相邻舱室高... 以某小型压水堆为研究对象,运用MELCOR程序建立事故分析模型,研究了不可隔离小破口合并全船断电始发严重事故下舱室放射性活度变化规律。结果表明:不可隔离小破口事故下,倘若安全设施失效,将导致堆芯熔化;堆舱放射性活度比其相邻舱室高4个量级。在此基础上,开发了小型堆典型严重事故下辐射场可视化系统,可为舱室剂量评估和核应急决策提供支持。 展开更多

关键词 小型堆 小破口失水事故 放射性活度 可视化

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PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析 被引量：1

15

作者 郝博涛 王楠 +2 位作者 钟佳 石洋 房芳芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2073-2080,共8页

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系... 对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。 展开更多

关键词 小破口失水事故 PRHRS隔离阀前后破口事故 大型非能动堆芯冷却整体试验台架 非能动堆芯冷却系统

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典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发 被引量：1

16

作者 熊青文 黄涛 +5 位作者 苟军利 杜鹏 邓坚 袁鹏 周佳樾 胡文桢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1188-1195,共8页

现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆(PWR)小破口... 现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆(PWR)小破口失水事故(SBLOCA)。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出(FOM)具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。 展开更多

关键词 敏感性分析 参数重要度 小破口失水事故 现象识别排序表

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船用核动力装置SBLOCA破口尺寸敏感性分析

17

作者 邢晋 赵新文 +1 位作者 陈玉清 杨磊 《四川兵工学报》 CAS 2015年第3期64-66,75,共4页

针对船用核动力装置,采用SCDAP/RELAP5最佳估算程序,研究小破口失水事故(SBLOCA)进程,分析破口尺寸对事故的影响;结果显示,破口尺寸的大小对SBLOCA事故进程和后果有较大的影响,破口较小时,依靠投入高压安注系统(HPSI)等缓解措施,能够保... 针对船用核动力装置,采用SCDAP/RELAP5最佳估算程序,研究小破口失水事故(SBLOCA)进程,分析破口尺寸对事故的影响;结果显示,破口尺寸的大小对SBLOCA事故进程和后果有较大的影响,破口较小时,依靠投入高压安注系统(HPSI)等缓解措施,能够保证反应堆的安全;破口较大时,由于一回路压力较高,低压安注系统(LPSI)无法投入,导致高压熔堆;鉴于不同尺寸破口SBLOCA进程存在较大差异,在对于压水堆小破口失水事故分析研究时,进行破口尺寸敏感性分析是十分必要的。 展开更多

关键词 船用核动力装置 小破口失水事故 破口尺寸 敏感性分析

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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量：7

18

作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多

关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析

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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

19

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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一体化多用途的非能动小型压水反应堆发生假定事故的初步分析

20

作者 李飞 沈峰 +1 位作者 白宁 孟召灿 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2224-2229,共6页

采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安... 采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。 展开更多

关键词 一体化小堆 直接安注管线双端断裂事故 小破口失水事故 RELAP5

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