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基于LOCUST程序的事故容错燃料破口失水事故安全分析
2024年
事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在型商业压水堆破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明,相比传统的UO_(2)-Zr燃料,UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度(PCT)和包壳氧化膜厚度,提升了事故安全裕量,具有更好的事故容错性。
熊怡然马泽华梁任林支康琚忠云彭振驯
一种破口失水事故分析方法及系统
本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域,具体公开了一种破口失水事故分析方法及系统。选取核电站破口失水事故相关的指标参数;建立稳态计算模型,对破口失水事故相关参数进行稳态计算,并进行稳态计算后的参数值校验;构...
黄涛邓坚李仲春丁书华李庆冷贵君刘余卢宗健钱立波吴丹陈伟申亚欧马海福张曌寰
基于不同抽样方法的核电厂破口失水事故BEPU分析
2023年
采用最佳估算加不确定分析方法进行核电厂事故分析已成为国际流行趋势。基于特定的抽样方法对不确定性输入参数进行随机抽样是不确定性评估流程的重要环节,随机抽样参数作为最佳估算程序的输入,直接关系到响应参数的不确定性量化结果。目前,系统地基于不同抽样方法开展不确定性量化与敏感性分析的工作尚无。以百万千瓦级压水堆核电厂破口失水事故为分析对象,基于简单随机抽样和拉丁超立方抽样对重要输入参数进行随机抽样,对关键安全参数进行不确定性量化和敏感性分析,评估2种随机抽样方法计算结果差异。结果表明,拉丁超立方抽样比简单随机抽样更能高效复现不确定性输入参数的分布特征;基于2种抽样方法得到的包壳峰值温度单侧统计容忍上限满足验收准则规定限值;采用Wilks非参数统计理论基于2种抽样方法计算得到包壳峰值温度较为接近;采用全局敏感性分析方法基于2种抽样方法识别出的包壳峰值温度主要影响参数一致。
王洋洋孙晓晖石兴伟
关键词:大破口失水事故简单随机抽样
基于TRACE程序的华龙一号破口失水事故现象分析被引量:1
2022年
华龙一号(HPR1000)是我国自主研发的第3代核电技术,具有能动和非能动相结合、安注系统改进等设计特征。为分析上述华龙一号设计特征对破口失水事故(LBLOCA)热工水力现象的影响,本研究基于TRACE程序,从核安全审评的角度对华龙一号破口事故进程及其关键现象开展分析,对华龙一号、CPR1000和AP1000等机型在破口失水事故进程和应对策略方面的差异进行了对比,并对事故不同阶段的主要热工水力现象和关键影响因素进行了分析和说明。结果表明,华龙一号核电厂LBLOCA中,事故进程的主要影响因素为破口喷放流量和安注箱背压,其事故序列与已有压水堆核电厂基本一致,基于计算结果识别的关键现象可为审评相关的现象识别与排序、模化分析、安全审评等提供技术支持和参考。
孙微许超付浩刘宇生
关键词:大破口失水事故
船用反应堆破口失水事故封闭环境核素扩散研究被引量:1
2022年
基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。
赵芳邹树梁徐守龙徐守龙
关键词:大破口失水事故
一种压水堆破口失水事故始发应急工况预测方法
本发明提供一种压水堆破口失水事故始发应急工况预测方法,所述方法包括以下步骤:根据破口失水事故特点将事故分为喷放、再灌水/再淹没和长期冷却三个阶段;计算包壳温度,包壳温度变化值=(堆芯产热量+锆水反应放热量‑堆芯换热量...
王宁张建岗王任泽杨亚鹏冯宗洋贾林胜梁博宁李国强徐潇潇
文献传递
一种破口失水事故分析方法及系统
本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域,具体公开了一种破口失水事故分析方法及系统。选取核电站破口失水事故相关的指标参数;建立稳态计算模型,对破口失水事故相关参数进行稳态计算,并进行稳态计算后的参数值校验;构...
黄涛邓坚李仲春丁书华李庆冷贵君刘余卢宗健钱立波吴丹陈伟申亚欧马海福张曌寰
文献传递
一种风险指引的核电厂破口失水事故分析方法
本发明公开了一种风险指引的核电厂破口失水事故分析方法。该方法主要包括以下步骤:1)选定初始事件为核电厂破口失水事故;2)根据风险系统评价方法,建立初始事件下的事件树,识别发生破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系...
宋建阳杨江王婷林支康梁任吕逸君黄熙梁活徐苗苗曹志伟陈华发刘萍萍沈永刚卢向晖
文献传递
压水堆破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究被引量:5
2021年
破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。
曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军
关键词:RELAP5
先进压水堆破口失水事故耦合特性研究被引量:1
2020年
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较差异,破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。
杨灵均冷洁毕树茂邓坚刘余朱大欢蒋孝蔚
关键词:先进压水堆大破口失水事故

相关作者

曹学武
作品数:224被引量:268H指数:8
供职机构:上海交通大学
研究主题:严重事故 核电厂 安全壳 气溶胶 氢气
邓坚
作品数:271被引量:178H指数:6
供职机构:中国核动力研究设计院
研究主题:严重事故 反应堆 堆芯 非能动 安全壳
佟立丽
作品数:164被引量:169H指数:6
供职机构:上海交通大学
研究主题:严重事故 气溶胶 安全壳 核电厂 始发
陈伟
作品数:112被引量:25H指数:3
供职机构:中国核动力研究设计院
研究主题:核电厂 机柜 压水堆核电厂 蒸汽发生器 机箱
申亚欧
作品数:56被引量:17H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院
研究主题:压水堆核电厂 热工 堆芯 失水事故 核电厂