COSINE软件中气泡和液滴模型及参数的不确定性量化研究

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作者 程以炫 孟召灿 +4 位作者 张昊 黄挺 赵萌 周帆帆 杨燕华 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1026-1034,共9页

为提高COSINE多相场代码用于最佳估算大破口失水事故的准确性和鲁棒性,本文基于热工分离实验和水力台架试验,采用该代码进行了建模和数值计算。并通过两种灵敏度量化分析方法,给出并分析了温度、水装量等数据的计算误差。此外,对影响参... 为提高COSINE多相场代码用于最佳估算大破口失水事故的准确性和鲁棒性,本文基于热工分离实验和水力台架试验,采用该代码进行了建模和数值计算。并通过两种灵敏度量化分析方法,给出并分析了温度、水装量等数据的计算误差。此外,对影响参数进行了定量分析,并对参数之间的交互作用进行了讨论。结果表明:下降段水装量结果的计算带很宽,再淹没结果的计算带范围很窄;液滴直径限制对下降段水装量影响起主要作用,气相和液滴摩擦系数对再淹没阶段包壳最高温度影响最为显著。此外,参数模型的交互作用广泛存在,液滴和气泡直径限制对数值计算的影响明显;液滴相间摩擦对其与壁面间换热有显著影响。 展开更多

关键词 大破口失水事故 COSINE多相场子通道代码 气泡 液滴 不确定性传热参数

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新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析

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作者 祁祥杰 于方小稚 +3 位作者 孟兆明 孙中宁 张楠 丁铭 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第12期155-161,共7页

中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这... 中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化。通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现。结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47%,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m^(3);多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证。 展开更多

关键词 非能动 事故缓解方案 安全壳 大破口失水事故 抑压系统 安全注射系统

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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

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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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西安脉冲堆大破口失水事故分析 被引量：7

4

作者 陈立新 赵柱民 +3 位作者 袁建新 唐秀欢 朱养妮 温海兵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期678-682,共5页

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明:在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。

关键词 脉冲堆 大破口失水事故 安全分析

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AP1000冷管段小破口失水事故分析 被引量：13

5

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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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：7

6

作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

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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

7

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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船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析 被引量：6

8

作者 张彦招 张帆 +1 位作者 赵新文 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1565-1571,共7页

以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来... 以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。 展开更多

关键词 船用堆 大破口失水事故 裂变产物 源项

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利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果 被引量：4

9

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8期738-742,共5页

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导... 阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。 展开更多

关键词 可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果

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小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算 被引量：3

10

作者 张帆 朱波 +1 位作者 邾明亮 丁冉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期269-273,共5页

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安... 事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明:假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。 展开更多

关键词 大破口事故 核应急 放射性源项

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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

11

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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出口集管LLOCA始发严重事故分析 被引量：2

12

作者 袁凯 苑景田 +2 位作者 邵舸 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期233-237,共5页

采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故(LLOCA),同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重... 采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故(LLOCA),同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭,使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效,慢化剂系统逐渐被加热,最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效。在LLOCA事故序列中叠加向排管容器中注水的缓解措施,可以终止事故进程,使堆芯保持安全、稳定的状态。 展开更多

关键词 严重事故 出口集管 大破口失水事故 慢化剂注水

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多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析 被引量：5

13

作者 刘建阁 彭敏俊 蒋立国 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期210-214,共5页

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用... 为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。 展开更多

关键词 一体化轻水堆 破口事故 失流事故 安全分析

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基于先进程序+保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析 被引量：3

14

作者 倪超 匡波 +2 位作者 任志豪 路璐 梁国兴 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期328-335,共8页

大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析... 大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明:应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。 展开更多

关键词 大破口失水事故 验证 先进程序+保守评价模型 10CFR50附录K PCT裕量

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DVI管小破口失水事故实验研究 被引量：2

15

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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燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析 被引量：2

16

作者 王伟伟 路璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期79-83,共5页

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/... 在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。 展开更多

关键词 高燃耗 热导率降级 大破口失水事故 包壳峰值温度

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压水堆主管道破裂工况下的非线性动力响应 被引量：1

17

作者 张锡文 何枫 +1 位作者 郝鹏飞 王学芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第5期385-390,共6页

在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道 11个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上 ,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理 ,采用更新的Lagrange法 (ADINA程序 )对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研... 在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道 11个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上 ,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理 ,采用更新的Lagrange法 (ADINA程序 )对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研究 ,获得了较为准确的主管道运动位移随时间的变化曲线。这一研究结果为虚拟支撑和管道的设计提供了依据。 展开更多

关键词 动力响应 破裂工况 主管道 压水堆 ADINA程序

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大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

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作者 钱立波 余红星 +2 位作者 孙玉发 陈伟 申亚欧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1280-1287,共8页

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分... 与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程:SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO 2的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO 2的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO 2线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO 2线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。 展开更多

关键词 大破口失水事故 碳化硅 惰性氧化

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压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究 被引量：5

19

作者 武铃珺 郭丁情 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期46-50,共5页

针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,... 针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性。 展开更多

关键词 大破口失水事故 堆腔注水 压力容器完整性

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大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析 被引量：1

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作者 孙礼亚 黄东兴 +1 位作者 浦胜娣 李吉根 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期44-46,共3页

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明,低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却,并防止硼酸结晶。

关键词 大破口失水事故 低压安注系统 再循环 结晶

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