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严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析 被引量：16
1
作者 方立凯 陈松 周全福 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第z1期18-22,共5页
使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应... 使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算。计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同。氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性。 展开更多
关键词 氢气浓度分布 严重事故 大破口失水事故 全厂断电
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DAKOTA-RELAP不确定性分析方法在大破口事故中的应用 被引量：5
2
作者 高新力 靖剑平 +2 位作者 温爽 孙微 王昆鹏 《核安全》 2016年第1期66-70,共5页
近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析... 近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。 展开更多
关键词 DAKOTA RELAP 不确定性分析 大破口事故
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百万千瓦级压水堆大破口事故下氢气源项及缓解措施研究
3
作者 袁显宝 陈文祥 +5 位作者 石强 张永红 魏靖宇 张彬航 毛璋亮 杨森权 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1131-1137,共7页
压水堆大破口事故下会发生锆水反应以及熔融物与混凝土反应,产生氢气的同时伴随大量热量释放,这会对安全壳完整性产生巨大威胁。本文对锆合金氧化机理模型进行优化,添加了锆合金与空气氧化机理模型并优化了锆水反应计算模型,使用优化后... 压水堆大破口事故下会发生锆水反应以及熔融物与混凝土反应,产生氢气的同时伴随大量热量释放,这会对安全壳完整性产生巨大威胁。本文对锆合金氧化机理模型进行优化,添加了锆合金与空气氧化机理模型并优化了锆水反应计算模型,使用优化后的一体化程序,研究百万千瓦级压水堆核电站在发生大破口叠加高、低压安注失效事故下氢气源项及缓解措施。分析表明,氧化计算模型优化后堆芯产氢量减少了26.3 kg。堆腔注水可以持续带走压力容器内的热量,保证压力容器完整并防止熔融物与混凝土反应;氢气复合器与点火器联合使用,可以更有效、更快速降低安全壳内氢气浓度,防止氢气在安全壳内聚集,从而保证安全壳的完整性。 展开更多
关键词 一体化程序 大破口 氢气源项 缓解措施
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COSINE最佳估算大LOCA评价模型评估矩阵开发 被引量：1
4
作者 傅孝良 刘丽芳 +5 位作者 于楠 杜争 何斯琪 董博 梁国兴 杨燕华 《发电设备》 2016年第1期31-34,共4页
依据美国NRC最新的EMDAP方法,基于压水堆大破口LOCA事故发展特征,识别各发展阶段的重要现象和过程,并以此为基础,结合分析国内外已有实验数据,开发了3个与大破口LOCA事故发展阶段相对应的最佳估算评价模型评估矩阵。
关键词 最佳估算 大破口失水事故 评估矩阵
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先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析 被引量：1
5
作者 温丽丽 袁凯 佟立丽 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期604-612,共9页
本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了... 本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。 展开更多
关键词 大破口失水事故 先进压水堆 氢气风险 氢气点火器
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严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析 被引量：1
6
作者 毕金生 靖剑平 +3 位作者 乔雪冬 胡文超 王闯 郭添榕 《核安全》 2017年第4期46-52,共7页
福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分... 福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。 展开更多
关键词 严重事故 大破口 氢气行为 氢气风险
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国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析
7
作者 毕金生 万霞 +2 位作者 靖剑平 石兴伟 胡文超 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第5期839-844,共6页
严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表... 严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明:大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段,分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气,其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段,氢气释放时间较早,氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险,满足相关法规标准的安全要求,确保安全壳的完整性。 展开更多
关键词 严重事故 大破口 氢气控制 氢气风险
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大破口事故下事故容错燃料热工水力行为分析
8
作者 孙微 李铁萍 +2 位作者 庄少欣 韩向臻 靖剑平 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期822-826,共5页
事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料,能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律,并比较了三种材料对PCT的收益... 事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料,能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律,并比较了三种材料对PCT的收益,计算结果表明SiC得到的收益略高为32 K。采用新型事故容错材料仅改变包壳材料即可得到PCT收益,对核电厂的安全性和经济性有重要意义,但随之而来的验收准则和引入的风险也会不同,还需要对此进行深入研究。 展开更多
关键词 ATF TRACE 大破口事故
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压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验 被引量：6
9
作者 黄玉才 张述诚 +5 位作者 尚成宇 高永光 陈立霞 阮於珍 张培生 吕路生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期45-51,共7页
研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能... 研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。 展开更多
关键词 失水事故 模拟燃料棒 锆包壳 压水堆
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