SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析 被引量：2

1

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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船用核动力装置SBLOCA破口尺寸敏感性分析

2

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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小破口失水事故研究综述 被引量：20

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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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基于应急运行的核动力装置一回路小破口失水事故 被引量：4

4

作者 王少明 章德 +1 位作者 王元 郝建立 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2009年第4期65-70,共6页

针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义。选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响。结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以... 针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义。选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响。结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以保证反应堆在一定时间内实现应急运行,并且在一定条件下通过降功率可以延长运行时间。 展开更多

关键词 核动力装置 sbloca 应急运行安全

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小型压水堆小破口失水事故 被引量：2

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作者 杨晓敏 陈玉清 +3 位作者 蔡琦 饶彧先 王伟 王海峰 《兵器装备工程学报》 CSCD 北大核心 2022年第4期86-91,共6页

针对某小型压水堆,采用最佳估算加不确定性分析的方法,以最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM为工具开展小破口失水事故的瞬态特性分析;基于Wilks公式的非参数统计方法,对源系数所带来的不确定性传播进行量化评估;进而通过敏感性分析,确定了对... 针对某小型压水堆,采用最佳估算加不确定性分析的方法,以最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM为工具开展小破口失水事故的瞬态特性分析;基于Wilks公式的非参数统计方法,对源系数所带来的不确定性传播进行量化评估;进而通过敏感性分析,确定了对燃料包壳峰值温度影响关键的源系数是壁面传热系数、冷却剂导热系数和相间界面传热系数,研究结果表明:这7种源系数所带来的不确定性传播影响不显著,适用于小型压水堆的小破口失水事故分析计算。 展开更多

关键词 小型压水堆 sbloca 源系数 不确定性分析 敏感性分析

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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

6

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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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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压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究 被引量：2

8

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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小破口事故下放射性惰性气体堆舱扩散分析 被引量：1

9

作者 晏峰 陈力生 +1 位作者 张帆 陈航 《环境科学与技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第S1期37-40,共4页

以典型的小型动力堆为对象,利用Solidworks软件对堆舱及其中的设备系统进行建模,并进行三维网格划分,接着通过MELCOR程序进行堆舱的放射性惰性气体三维扩散建模计算。结果表明:在小破口叠加全船断电中,堆舱的放射性以惰性气体为主,其三... 以典型的小型动力堆为对象,利用Solidworks软件对堆舱及其中的设备系统进行建模,并进行三维网格划分,接着通过MELCOR程序进行堆舱的放射性惰性气体三维扩散建模计算。结果表明:在小破口叠加全船断电中,堆舱的放射性以惰性气体为主,其三维活度浓度场在破口流量停止前,空间效应明显,受冷却剂流量影响较大,最终堆舱中放射性惰性气体搅混均匀。 展开更多

关键词 小破口 严重事故 MELCOR 源项 放射性 堆舱

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船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究 被引量：1

10

作者 王洪剑 《船海工程》 2012年第1期124-126,共3页

应用仿真分析软件对船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故进行计算分析,对事故发生后采取的两种事故处置方式进行对比分析,结果表明,采取低压保护停堆的事故处置方式更为合理有效。建议对原事故处理规程作进一步验证、修改,以提高事故处... 应用仿真分析软件对船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故进行计算分析,对事故发生后采取的两种事故处置方式进行对比分析,结果表明,采取低压保护停堆的事故处置方式更为合理有效。建议对原事故处理规程作进一步验证、修改,以提高事故处理的有效性。 展开更多

关键词 核动力装置 sbloca 处理规程

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PWR 冷管段 1% 小破口失水事故实验研究 被引量：3

11

作者 周润彬 李凤臣 +2 位作者 许国华 姚日琪 魏国峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第1期9-15,共7页

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。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，... 在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。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分析程序的计算结果相比较，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 核电厂 小破口 失水事故 反应堆 安全分析

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基于RISMC方法的非能动核电厂小破口事故风险重要序列分析 被引量：1

12

作者 杜芸 李睿 +1 位作者 陆天庭 刘晓晶 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期634-641,共8页

文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析... 文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析,对重要系统进行离散分支(如自动卸压系统),对重要不确定性参数进行抽样处理(如自动卸压系统阀门阻力、内置换料水箱阀门阻力)。修改原概率安全分析模型中较为保守的成功准则概念,建立改进的离散事件树,以系统成功列数为依据建立故障树。针对特定序列进行不确定性参数的抽样并且对每一组工况进行全厂事故仿真模拟。从而,得到每个序列发生的频率以及在该特定条件下的条件失效概率,最终得到基于RISMC方法的堆芯损伤频率值。分析主要针对自动卸压系统配置和敏感性进行,运用基于RISMC方法CARS软件的分析计算,发现各序列的CDF值均有一定程度的减小。文章基于RISMC的案例分析验证了该方法在非能动电厂安全分析中的可行性,也证明该方法能够去掉一些过保守性,更加现实地对事故风险进行评估,有利于更准确地认识核电厂的安全裕量。 展开更多

关键词 风险指引 安全裕度 非能动核电厂 PSA 小破口事故

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“华龙一号”小破口事故充排研究 被引量：1

13

作者 詹经祥 郑云涛 +1 位作者 黄树亮 杨长江 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期142-147,共6页

小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀... 小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀个数、辅助给水失效时间、安注流量等做了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解该事故,操作员应及时打开三个稳压器安全阀执行充排冷却;辅助给水启动后30 min后丧失会大量增加充排冷却操作时间窗口;SG水装量、稳压器安全阀流量、中压安注流量等对充排冷却操作时间窗口影响较小。该分析结果能为风险指引的安全裕度分析方法研究提供参考。 展开更多

关键词 “华龙一号” RELAP5程序 小破口事故 充排冷却 堆芯损伤 风险指引

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