池式铅冷快堆SGTR事故多组分多相流动过程数值模拟研究

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作者 陈宇彤 张大林 +4 位作者 林悦 张熙司 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期16-32,共17页

本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进... 本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进行了验证计算,在此基础上,针对欧洲先进铅冷示范堆ALFRED的设计方案分别开展了热态满功率稳态校核计算和假想无保护蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故瞬态模拟,重点关注了SGTR事故后铅池内多相流动过程以及包壳最高温度、燃料最高温度、堆芯相对功率以及主容器压力等参数的演变,并分析了断管数量、铅冷却剂循环路径以及所采用的机理模型等影响因素对ACENA程序计算结果的影响。本文研究结果表明,Ishii-Chawla-Suzuki相间曳力系数模型结合Ishii等提出的相间界面面积浓度输运模型能够较好地模拟圆形/环形铅铋流道中上升气泡的扩散迁移特性;通过对KYLIN-Ⅱ-S实验的模拟说明ACENA程序能够较为合理地预测熔融铅基合金-水相互作用过程中,铅池内压力波动和温度瞬变等现象;ACENA程序对ALFRED堆稳态满功率下关键热工参数的计算结果与国际认可的一维系统程序TRACE/FRED的计算结果基本一致,证明了ACENA程序全堆级计算结果的可靠性;对ALFRED堆假想SGTR事故的计算验证了ACENA程序对铅冷快堆SGTR事故下复杂多组分多相流动现象的模拟能立,且计算结果表明合理设计一次侧冷却剂循环路径、尽可能降低管道破损数量均对消减铅冷快堆SGTR事故后果具有重要意义。本工作可为我国池式铅冷快堆SGTR事故安全分析提供技术参考。 展开更多

关键词 铅冷快堆 ALFRED 蒸汽发生器传热管破裂 ACENA程序 多相流动 机理模型 安全分析

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基于熵的数字化人机交互复杂度研究 被引量：6

2

作者 张力 刘雪阳 +2 位作者 洪俊 胡鸿 邹萍萍 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2015年第10期65-70,共6页

为预防数字化人机交互系统的人因失误,建立一种分析人机交互复杂度(HMIC)的新方法,并进行实践验证。首先,用信息熵方法研究数字化HMIC。基于数字化控制系统中人机交互与传统系统中的区别,将任务逻辑复杂度(TC)、操作步骤复杂度(OC)、信... 为预防数字化人机交互系统的人因失误,建立一种分析人机交互复杂度(HMIC)的新方法,并进行实践验证。首先,用信息熵方法研究数字化HMIC。基于数字化控制系统中人机交互与传统系统中的区别,将任务逻辑复杂度(TC)、操作步骤复杂度(OC)、信息复杂度(IC)与知识水平复杂度(KC)确定为度量数字化人机交互复杂性的主要指标,且集成为一个综合性指标-HMIC。然后,基于熵值法建立指标权重调整模型,使静态赋权和动态赋权相结合,增强评价的合理性和科学性。通过欧几里得范数得到HMIC计算模型。用该模型,分析某实际数字化核电厂蒸气发生器传热管破裂(SGTR)应急操作过程的HMIC。结果表明,基于熵的数字化HMIC模型和方法是合理、可行的,适合在工程中应用。 展开更多

关键词 熵 数字化 人机交互复杂度(HMIC) 权重 蒸气发生器传热管破裂(SGTR)

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基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究 被引量：6

3

作者 靖剑平 乔雪冬 +3 位作者 贾斌 庄少欣 孙微 张春明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果... 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 展开更多

关键词 RELAP5/MOD3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴 蒸汽发生器传热管破裂 直接注射管线双端断裂

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全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究 被引量：5

4

作者 陈宝文 毛欢 +1 位作者 孔翔程 陈彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1026-1030,共5页

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦... 全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。 展开更多

关键词 严重事故管理导则 全厂断电 蠕变失效 蒸汽发生器传热管破裂

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复杂人机系统班组人误模型与量化分析 被引量：6

5

作者 廖可兵 刘爱群 +1 位作者 童节娟 肖军 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 2007年第12期42-48,共7页

讨论一个班组人员行为模型,即包括:任务模型、事件模型、班组模型和人-机交互模型4个模块,并用其模拟和分析事故状态下的运行班组对异常事故的响应过程;利用班组认知过程流程图模型表征事件发展过程中班组成员对事故的征兆识别、决策、... 讨论一个班组人员行为模型,即包括:任务模型、事件模型、班组模型和人-机交互模型4个模块,并用其模拟和分析事故状态下的运行班组对异常事故的响应过程;利用班组认知过程流程图模型表征事件发展过程中班组成员对事故的征兆识别、决策、计划和行动执行的响应过程;采用CREAM的量化分析技术,对核电站的蒸汽发生器管道破管事故的班组认知失误事件进行量化分析。 展开更多

关键词 复杂人机系统 班组人误 认知失误事件 认知可靠性与失误分析方法(CREAM) 蒸汽发生器破管事故(SGTR)

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基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率分析 被引量：2

6

作者 杨亚军 詹文辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1243-1246,共4页

基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(S... 基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献,与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低,且随着690TT传热管运行经验的进一步累积,预期SGTR始发事件频率会进一步降低。 展开更多

关键词 始发事件频率 蒸汽发生器传热管破裂 690TT

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船用蒸汽发生器传热管破损事故研究 被引量：1

7

作者 谢海燕 蔡琦 于雷 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2006年第2期104-108,共5页

综合应用事件树分析和确定论分析方法,建立船用蒸汽发生器传热管破损事故动态分析模型;基于运行安全分析研究选用典型事件序列,并利用仿真应用平台对该模型进行了仿真计算分析;明确了故事的发展过程和处置措施,以及多重故障和人工干预... 综合应用事件树分析和确定论分析方法,建立船用蒸汽发生器传热管破损事故动态分析模型;基于运行安全分析研究选用典型事件序列,并利用仿真应用平台对该模型进行了仿真计算分析;明确了故事的发展过程和处置措施,以及多重故障和人工干预等因素对事故的影响结果.该研究结果对该事故操作规程的制定有一定的指导意义. 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破损 事件树分析 确定论分析

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CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究 被引量：8

8

作者 柯晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1031-1037,共7页

对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析,选取每个运行条件下的保守工况... 对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析,选取每个运行条件下的保守工况,结合满功率事故工况进行纵向功率谱对比,根据其瞬态特性,分析事故进程,评价极限运行工况和关键参数。结果表明:CAP1000核电厂在全功率范围内发生SGTR事故均不会导致蒸汽发生器满溢,且最严重的工况发生在满功率条件下。 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂 部分功率 零功率 热备用 满溢

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SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究 被引量：1

9

作者 余少杰 赵军 方成跃 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期271-276,共6页

以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个... 以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。 展开更多

关键词 人员可靠性分析(HRA) 动态流图法(DFM) 定量化方法 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)

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循环油浆蒸汽发生器管束泄漏原因及修复 被引量：5

10

作者 张勇 《石油机械》 北大核心 2001年第6期40-42,0,共3页

分析得出引起循环油浆蒸汽发生器管束泄漏的原因是 :换热管与管板胀接质量不良 ;蒸气发生器运行中产生振动 ;存在应力腐蚀和间隙腐蚀等都会造成换热管与管板连接部位的管接头和管板表面产生裂纹而泄漏。制定的修复工艺关键是 :彻底清除... 分析得出引起循环油浆蒸汽发生器管束泄漏的原因是 :换热管与管板胀接质量不良 ;蒸气发生器运行中产生振动 ;存在应力腐蚀和间隙腐蚀等都会造成换热管与管板连接部位的管接头和管板表面产生裂纹而泄漏。制定的修复工艺关键是 :彻底清除管接头及管板的裂纹和表面油污 ;计算确定并控制管板焊前预热温度为 2 0 0℃ ;选择从外向内 ,分区跳焊的焊接顺序 ,控制焊接工艺参数 ,减小焊接应力和变形 ;选择E4 30 3酸性电焊条 ,焊后整体锤击焊接接头 1遍 。 展开更多

关键词 炼油 循环油浆蒸汽发生器 管束 泄漏原因 修复

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铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究 被引量：4

11

作者 于启帆 赵亚峰 +4 位作者 王成龙 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第10期2015-2023,共9页

本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和... 本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明:CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。 展开更多

关键词 铅基快堆 蒸汽发生器传热管破裂事故 两相流模型 计算流体力学

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液态铅铋与水界面碎化行为的可视化实验 被引量：1

12

作者 黄望哩 周丹娜 +2 位作者 洒荣园 姜华磊 朱志强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期174-180,共7页

在中国铅基反应堆（CLEAR）换热器管道破口（SGTR）事故工况下，二回路高压水可能会直接与一回路铅铋共晶合金（LBE）接触，导致水／蒸汽混合物的急速沸腾，甚至发生蒸汽爆炸，从而危及反应堆的安全。为研究水与熔融LBE接触界面间的沸... 在中国铅基反应堆（CLEAR）换热器管道破口（SGTR）事故工况下，二回路高压水可能会直接与一回路铅铋共晶合金（LBE）接触，导致水／蒸汽混合物的急速沸腾，甚至发生蒸汽爆炸，从而危及反应堆的安全。为研究水与熔融LBE接触界面间的沸腾传热与蒸汽爆炸现象及机理，本文通过熔融LBE／水直接接触反应实验平台，依托高速摄像机记录熔融LBE入水爆炸或碎化过程。实验分析了LBE温度（250-500℃）、水温（25-80℃）对熔融LBE碎化行为的影响。结果显示，随着熔融LBE温度或水温的升高，LBE碎化质量中位粒径呈减小趋势；当熔融LBE与水接触界面温度大于水的均相成核温度时，蒸汽爆炸现象更易发生，碎化现象更明显。 展开更多

关键词 铅铋共晶合金 可视化 换热器管道破口 碎化行为

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基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析 被引量：3

13

作者 王冠一 陈宝龙 +2 位作者 吴鹏 郑超颖 贾伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期613-618,共6页

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破... 主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化.分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态. 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂 主蒸汽管道破裂 全范围模拟机 SOP规程 安全可控状态

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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证 被引量：1

14

作者 辜峙钘 余红星 +3 位作者 黄代顺 严明宇 申亚欧 张牧昊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1406-1415,共10页

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。 展开更多

关键词 铅铋堆 蒸汽发生器传热管破裂事故 铅铋-水相互作用 程序开发 程序验证

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蒸汽发生器二次侧传热管流体动力学与冲蚀的协同效应 被引量：2

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作者 王伟兵 程坤 +4 位作者 王晟楠 王博 祝嘉鸿 张萌 田瑞峰 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期915-920,共6页

为了揭示了流体流动效应对SG传热管的冲蚀机理,本文通过对带有梅花形支撑板的蒸汽发生器传热管进行数值模拟。利用COMSOL Multiphysics软件中的CFD和DNV冲蚀模型对带有梅花形支撑板的SG二次侧传热管水动力效应对传热管的冲蚀影响数值模... 为了揭示了流体流动效应对SG传热管的冲蚀机理,本文通过对带有梅花形支撑板的蒸汽发生器传热管进行数值模拟。利用COMSOL Multiphysics软件中的CFD和DNV冲蚀模型对带有梅花形支撑板的SG二次侧传热管水动力效应对传热管的冲蚀影响数值模拟,分析了流体及携带的固体颗粒流经带有梅花形支撑板时对传热管的影响。结果显示:流体流经支撑板后形成漩涡,并且由漩涡引导流体流向管壁运动,造成传热管壁面应力值急剧上升,并有冲蚀发生,导致传热管的局部损伤;流体流经支撑板后固体颗粒对管壁造成的冲蚀与流体动力学具有协同效应。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 冲蚀 海水泄露 传热管 数值模拟 支撑板 流体动力学 传热管

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AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析 被引量：4

16

作者 叶杰 蔡伟 陈文虎 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1057-1061,共5页

利用RELAP5／MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通... 利用RELAP5／MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降，不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开，堆芯也从未出现裸露，仍保持可冷却状态。 展开更多

关键词 AP1000 RELAP5/MOD3 多根蒸汽发生器传热管破裂 蒸汽发生器

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cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

17

作者 杜强 文青龙 +1 位作者 王皓 阮神辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期151-158,共8页

本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst... 本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。 展开更多

关键词 DOEL-2核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故 cosSyst RELAP5

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EPR缓解SGTR事故的设计特点 被引量：6

18

作者 郑华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第1期15-18,共4页

蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通... 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通过降低其整定值自动启动部分冷却,使一回路快速冷却、降压;(3)蒸汽发生器排污系统(APG)增加转移管线,有助于以排污和蒸汽排放组合方式最终冷却、降压。这些EPR设计特点可供CPR1000核电厂系统设计改进参考。 展开更多

关键词 欧洲压水堆 蒸汽发生器传热管破裂 部分冷却

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严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其缓解策略分析 被引量：3

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作者 黄志翱 张泽枫 +1 位作者 缪惠芳 李宁 《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期260-268,共9页

蒸汽发生器传热管是核反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分,研究严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其影响因素对支持二级概率安全分析意义重大.以CPR1000电厂全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀卡开事故为基础事故序列,分析了轴... 蒸汽发生器传热管是核反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分,研究严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其影响因素对支持二级概率安全分析意义重大.以CPR1000电厂全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀卡开事故为基础事故序列,分析了轴封破口、环路水封清除和下降管水封清除现象对蒸汽发生器传热管诱发蠕变破裂现象的影响,并对二次侧卸压-补水和一次侧卸压-补水两种缓解策略的效果进行了研究.结果表明:轴封破口现象会影响逆向自然循环流量,但不会影响热管段和蒸汽发生器传热管发生蠕变破裂的先后顺序;而环路水封清除和下降管水封清除现象会打破热管段逆向自然循环现象,并导致蒸汽发生器传热管比其他冷却剂系统边界更早失效,从而带来安全壳旁通风险;而二次侧卸压-补水策略和一次侧卸压-补水策略都可以达到降低蒸汽发生器传热管诱发破裂风险的效果.该研究结果有助于改进二级概率安全分析结果,指导CPR1000电厂制定相关严重事故缓解措施并提升严重事故管理导则的事故处置能力. 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管 诱发破裂 逆向自然循环 卸压 补水 CPR1000

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传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响 被引量：4

20

作者 蒋立国 彭敏俊 +1 位作者 刘建阁 郭赟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期44-49,共6页

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处... 以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。 展开更多

关键词 一体化反应堆 传热管破裂事故 破裂位置 RELAP5/MOD3.4

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