海上浮动核电站人员认知可靠性模型 被引量：10

1

作者 邹树梁 黄斌海 李书帆 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期1-6,共6页

为了保障海上浮动核电站的安全运行,利用人员认知可靠性(HCR)模型,分析海上浮动核电站的人因可靠性。首先通过分析和量化海上微气候、噪声、船体运动等外部因素对操纵员的操作速度和准确度的影响,修正HCR模型;然后以海上浮动核电站失水... 为了保障海上浮动核电站的安全运行,利用人员认知可靠性(HCR)模型,分析海上浮动核电站的人因可靠性。首先通过分析和量化海上微气候、噪声、船体运动等外部因素对操纵员的操作速度和准确度的影响,修正HCR模型;然后以海上浮动核电站失水事故(LOCA)为例,分析事故中涉及人员行为以及事故处理流程,根据事故发生的情景对各计算参数取值;最后计算操纵员对反应堆LOCA事故系统异常信号认知和响应的失败概率。结果表明:计算结果与实际较为吻合,修正后的HCR模型可操作性较强。 展开更多

关键词 海上浮动核电站 人员认知可靠性(HCR) 外部因素 人因可靠性 失水事故(loca)

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“华龙一号”蒸汽发生器传热管失水事故应力响应分析 被引量：4

2

作者 卢喜丰 熊夫睿 +1 位作者 刘文进 艾红雷 《压力容器》 北大核心 2021年第12期70-76,共7页

对蒸汽发生器传热管的失水事故(LOCA)压力波进行了时域和频域分析,得出了不同弯曲半径蒸汽发生器传热管LOCA压力波的频域和时域特性。推导了LOCA水力载荷在传热管U形管段的等效作用关系式,并计算得到各弯曲半径下传热管的LOCA水力载荷... 对蒸汽发生器传热管的失水事故(LOCA)压力波进行了时域和频域分析,得出了不同弯曲半径蒸汽发生器传热管LOCA压力波的频域和时域特性。推导了LOCA水力载荷在传热管U形管段的等效作用关系式,并计算得到各弯曲半径下传热管的LOCA水力载荷值。对蒸汽发生器传热管进行了模态分析,选取8根主要参与质量相关固有频率与水力载荷在频域曲线峰值所对应的频率最接近的传热管作为分析对象,进行LOCA动力响应分析。通过分别建立第1,31,43,57,72,83,87,112排传热管有限元模型,进行LOCA载荷时程分析,计算得到了传热管在LOCA载荷下的应力分布。 展开更多

关键词 传热管 失水事故(loca) 频域分析 应力响应

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FeCrAl合金中高温水蒸气氧化增重模型研究

3

作者 刘臻 张晓红 +4 位作者 乔英杰 何琨 杜沛南 张瑞谦 都时禹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期139-145,共7页

通过预测FeCrAl合金在不同温度下的水蒸气氧化行为,从而为反应堆失水事故(LOCA)下的FeCrAl包壳性能演化仿真提供模型。本文基于反应控制与扩散控制的氧化机制,提出了两段式的氧化增重微分模型,并给出了模型参数标定方法。结合实验提供的... 通过预测FeCrAl合金在不同温度下的水蒸气氧化行为,从而为反应堆失水事故(LOCA)下的FeCrAl包壳性能演化仿真提供模型。本文基于反应控制与扩散控制的氧化机制,提出了两段式的氧化增重微分模型,并给出了模型参数标定方法。结合实验提供的FeCrAl合金在高温(900~1200℃)与中温(400℃)条件下的水蒸气氧化增重数据,模型能够统一描述400~1200℃温度区间内的FeCrAl合金氧化增重行为,与实验数据的误差控制在20%以内。同时观测到,反应-扩散机制的临界增重在400~900℃时基本不变,在更高温度时显著上升,其原因是高温时氧化层生长过快,难以形成致密的氧化保护层。考虑实际LOCA时初始水腐蚀氧化层的影响以及气压变化,模型给出了相对应的修正方案。本研究有望为FeCrAl合金包壳在LOCA下的失效行为仿真提供氧化增重模型与数据。 展开更多

关键词 FeCrAl合金 耐事故燃料(ATF) 氧化增重 高温水蒸气氧化 失水事故(loca)

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LOCA工况下事故容错燃料对燃料棒性能影响的初步分析研究

4

作者 王泽吉 郭张鹏 +2 位作者 朱奥博 欧阳晓平 牛风雷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期99-107,共9页

事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAP... 事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAPTRAN-2.0程序,针对两种ATF包壳材料(FeCrAl和SiC),通过改进包壳材料热物性模型、包壳力学行为模型和氧化模型,开发了适用于ATF包壳材料的燃料棒性能瞬态分析程序。以MT-1实验台架的燃料棒为对象,对其失水事故(LOCA)工况进行计算分析,研究了ATF包壳材料在该事故工况下的热工水力瞬态响应特性。结果表明,相比传统的Zr-4合金包壳,ATF包壳材料不仅可以降低LOCA下的包壳峰值温度,还能延缓或防止包壳失效。 展开更多

关键词 事故容错燃料(ATF) 失水事故(loca) FRAPTRAN-2.0 燃料棒性能分析

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“华龙一号”LOCA事故后IRWST内pH及碘扩散模型

5

作者 王城喻 路长冬 +3 位作者 郭少强 陈忆晨 周文涛 江娉婷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期186-193,共8页

“华龙一号”地坑设置非能动pH值调节篮,加入碱性添加剂控制大破口失水事故(LOCA)后安全壳内置换料水箱(IRWST)pH,从而降低壳内气相碘浓度,预测事故后pH和碘浓度对事故源项和放射性分析至关重要。本文针对LOCA后再循环水流程,结合碘的... “华龙一号”地坑设置非能动pH值调节篮,加入碱性添加剂控制大破口失水事故(LOCA)后安全壳内置换料水箱(IRWST)pH,从而降低壳内气相碘浓度,预测事故后pH和碘浓度对事故源项和放射性分析至关重要。本文针对LOCA后再循环水流程,结合碘的气液分配、双膜理论以及碘形态与pH关系,建立宏观瞬态模型,实现事故后IRWST瞬态pH、物质浓度以及安全壳内气液两相碘浓度计算。对比Visual MINTEQ软件结果验证了模型pH计算,选取工况参数代入模型分析影响因素,结果正确反映pH与碘浓度的关系,证明该模型具备预测事故后pH和碘浓度的能力。 展开更多

关键词 大破口失水事故(loca) 安全壳 碘 PH “华龙一号”

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LOCA下氦氙气冷反应堆系统安全特性分析

6

作者 廖浩仰 明杨 +5 位作者 赵富龙 卢瑞博 魏瑞轩 高璞珍 谭思超 田瑞峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期197-205,共9页

为规避反应堆系统破口冷却剂丧失事故(LOCA)带来的高风险和高危害性,本文通过已开发的氦氙气冷反应堆系统LOCA分析程序,模拟了多种LOCA瞬态工况,分析了系统瞬态特性、容积充入影响特性、负载跟随失效影响特性、破口位置影响特性和破口... 为规避反应堆系统破口冷却剂丧失事故(LOCA)带来的高风险和高危害性,本文通过已开发的氦氙气冷反应堆系统LOCA分析程序,模拟了多种LOCA瞬态工况,分析了系统瞬态特性、容积充入影响特性、负载跟随失效影响特性、破口位置影响特性和破口尺寸影响特性。结果表明:在发生LOCA后,系统压力与流量将迅速下降;容积充入对LOCA具有缓解作用,使得流量下降速率和反应堆出口温度上升速率分别降低77.15%和90.27%;负载不变和高压处破口均对LOCA具有负面影响,使得流量下降速率分别提高13.85%和79.83%,反应堆出口温度上升速率分别提高15.84%和96.06%;系统压力和流量下降速率随着破口尺寸增加而增加,尤其破口尺寸从15 mm到30 mm,流量下降速率与反应堆出口温度上升速率的增加幅度显著,分别为258.84%和595.91%。 展开更多

关键词 直接布雷顿循环 氦氙混合气体 冷却剂丧失事故(loca) 系统仿真程序

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LOCA水力载荷分析软件HLPS的开发与验证 被引量：3

7

作者 李文姬 吕红 张洁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期159-165,共7页

为分析核电厂反应堆一回路系统发生假想断裂时冷却剂从破口喷放以及卸压波在一回路系统中传播引起的水力载荷特性,采用C++程序开发语言,自主研发了压水堆一回路冷却剂丧失事故(LOCA)水力载荷计算软件HLPS。以M310反应堆冷却剂系统为对象... 为分析核电厂反应堆一回路系统发生假想断裂时冷却剂从破口喷放以及卸压波在一回路系统中传播引起的水力载荷特性,采用C++程序开发语言,自主研发了压水堆一回路冷却剂丧失事故(LOCA)水力载荷计算软件HLPS。以M310反应堆冷却剂系统为对象,将HLPS软件计算结果与工程数据进行对比验证,结果表明:HLPS软件的计算结果与工程数据符合良好,载荷力峰值基本包络工程数据;同时HLPS软件采取隐式求解以及更高的收敛标准,计算结果更加准确,可用于一回路系统LOCA分析。 展开更多

关键词 冷却剂丧失事故(loca) 一回路系统 水力载荷 自主研发 HLPS

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ACME台架非能动水箱热工水力现象研究 被引量：3

8

作者 刘宇生 许超 +2 位作者 马帅 安婕铷 王楠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期5-10,共6页

针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能... 针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能动水箱在失水事故(LOCA)中的作用及其关键参数变化特点,研究了非能动水箱内的主要热工水力现象。结果表明,ACME台架PRHR HX入口管线破口失水试验再现了非能动核电厂小破口失水事故(SBLOCA)中自然循环、自动卸压喷放和IRWST安注等阶段的瞬态过程,CMT、安注箱(ACC)和IRWST等非能动水箱按照预期响应并投运;事故期间CMT内会出现明显的冷热水置换与分层过程,随着重力排水和蒸汽冷凝过程,CMT壁面温度先升高后降低,其内壁面温度变化最为剧烈;PRHR管线破口时,自动卸压阶段喷放出的蒸汽及其冷凝效应是影响IRWST水温的主要因素,沿水平方向水箱内温度差异不显著,沿竖直方向存在明显的冷热分层。 展开更多

关键词 失水事故(loca) ACME台架 整体试验 非能动安全

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Zr-1Nb-xFe合金在模拟LOCA下的高温蒸汽氧化行为

9

作者 王金鑫 姚美意 +6 位作者 林雨晨 陈刘涛 高长源 徐诗彤 胡丽娟 谢耀平 周邦新 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期670-680,共11页

为探究Fe对核燃料包壳锆合金抗高温蒸汽氧化性能的影响,利用配置蒸汽发生器的同步热分析仪模拟失水事故(LOCA)下的高温蒸汽氧化环境,对Zr-1Nb-xFe(x=0、0.05、0.2、0.4,质量分数,%)合金进行了800~1200℃下恒温3600 s的高温蒸汽氧化行为... 为探究Fe对核燃料包壳锆合金抗高温蒸汽氧化性能的影响,利用配置蒸汽发生器的同步热分析仪模拟失水事故(LOCA)下的高温蒸汽氧化环境,对Zr-1Nb-xFe(x=0、0.05、0.2、0.4,质量分数,%)合金进行了800~1200℃下恒温3600 s的高温蒸汽氧化行为研究。采用金相显微镜、Vickers硬度仪观察分析了氧化前后样品横截面的显微组织和硬度。结果表明,在800~1100℃蒸汽中氧化时,添加Fe使Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能变差,且影响复杂,不随Fe含量的增加呈单一变化规律;在1200℃蒸汽中氧化时,添加Fe对Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能影响甚微;随氧化温度升高,4种合金的氧化动力学规律发生变化,总体由抛物线→直线规律转变,还会发生多次转折,这与锆合金基体的α↔β和氧化膜的单斜(m)↔四方(t)相变过程密切相关。 展开更多

关键词 锆合金 失水事故 高温蒸汽氧化 显微组织 相变

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一体化小堆失水事故响应及后果研究

10

作者 蔡伟 乐志东 魏婷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期149-155,共7页

为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则... 为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则。此外,提出了改进的紧贴式安全壳方案及可选的参数配置,计算结果表明采用改进方案可使一回路和安全壳压力很快达到平衡,更早终止破口流量,从而减少一回路失水量和放射性释放量,提升堆芯安全性并降低事故剂量后果,壳外水池容量可保障安全壳长期冷却。研究成果可为一体化小堆工程应用和安全壳设计提供参考依据。 展开更多

关键词 一体化小型模块式反应堆(简称小堆) 失水事故 瞬态响应 放射性后果 紧贴式安全壳

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LOCA后安全壳碎片对压水堆燃料组件的压降影响试验研究 被引量：2

11

作者 王达 牛风雷 +2 位作者 梁瑞仙 卓卫乾 刘军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期24-29,共6页

为研究压水堆核电厂失水事故(LOCA)后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失,本试验搭建相应台架,分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况,定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明,碎片几乎都堆积在组... 为研究压水堆核电厂失水事故(LOCA)后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失,本试验搭建相应台架,分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况,定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明,碎片几乎都堆积在组件下半段尤其是下管座;碎片量相同时,碎片同时添加方案比依次添加方案造成的压降更大;化学沉淀物对碎片床有压实效应,可造成更显著的压头损失;即使极限工况仍有足够的冷却剂进入堆芯排出余热。 展开更多

关键词 失水事故(loca) 燃料组件 碎片床 压降 压实效应

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Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究 被引量：1

12

作者 王占伟 严俊 +4 位作者 彭振驯 任啟森 廖业宏 李思功 赵亚欢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期122-128,共7页

2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下... 2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12~15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr_(2)O_(3)层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO_(2)层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。 展开更多

关键词 Cr涂层锆合金包壳 失水事故(loca) 高温蒸汽氧化 淬火 塑-脆性转变

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SG LOCA摇晃动力响应数值分析 被引量：2

13

作者 黄茜 余晓菲 +3 位作者 齐欢欢 冯志鹏 姜乃斌 宋海洋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期82-86,共5页

经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了... 经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比,结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响,应采用与RCL耦联的计算方式。 展开更多

关键词 蒸汽发生器(SG) 失水事故(loca) 摇晃 动力响应 非线性

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反应堆失水事故工况下锆合金包壳管失稳氧化的研究进展 被引量：3

14

作者 许倩 刁均辉 季松涛 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2020年第12期31-33,63,共4页

失稳氧化是导致锆合金包壳脆化的原因之一。介绍了与锆合金失稳氧化有关的氧化膜特征、机理、影响因素,以及目前仍然存在的问题,旨在为失稳氧化的研究提供参考。

关键词 失水事故 锆合金 失稳氧化

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非能动堆芯应急冷却系统试验 被引量：1

15

作者 郑华 钟艳敏 +1 位作者 马戟 许晓兰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期34-37,42,共5页

为了研究先进水堆非能动堆芯应急冷却系统中各主要设备的行为和系统性能,中国核动力研究设计院在AC-600全压堆芯补水箱补水性能实验装置的基础上建成了非能动堆芯应急冷却系统试验装置.在该试验货装置上,根据不同的冷端破口直径、不同... 为了研究先进水堆非能动堆芯应急冷却系统中各主要设备的行为和系统性能,中国核动力研究设计院在AC-600全压堆芯补水箱补水性能实验装置的基础上建成了非能动堆芯应急冷却系统试验装置.在该试验货装置上,根据不同的冷端破口直径、不同的压力平衡管和不同的自动卸压系统操作逻辑进行了一系列试验,试验结果表明,不同的试验条件下,非能动堆芯应急冷却系统能够对堆芯进行冷却。 展开更多

关键词 非能动堆芯 非能动安全 反应堆 应急冷却系统 失水事故 先进压水堆

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基于特征线法模拟全尺寸临界流实验喷放特性 被引量：2

16

作者 何晓强 高璞珍 王建军 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期402-409,共8页

为了获取冷却剂丧失事故喷放阶段热工水力参数峰值等关键数,本文使用一维两相流体动力学方程组对失水事故现象进行数值模拟研究。对于喷放物理过程中的强对流带来的非线性特性和耦合特性,使用特征线法对动量方程和能量方程解耦,进而实... 为了获取冷却剂丧失事故喷放阶段热工水力参数峰值等关键数,本文使用一维两相流体动力学方程组对失水事故现象进行数值模拟研究。对于喷放物理过程中的强对流带来的非线性特性和耦合特性,使用特征线法对动量方程和能量方程解耦,进而实现控制方程组在瞬态下的离散求解。以Marviken临界流实验为例,同时使用基于特征线法的自编程序和系统分析程序RELAP5进行求解,通过数值模拟的结果和实验数据的对比验证了特征线法的有效性。此外还对喷管的几何尺寸、初始流体状态参数等对喷放特性的影响进行了计算,并给出了相应的变化规律。 展开更多

关键词 特征线法 喷放 质量流量峰值 数值模拟 喷管 冷却剂丧失事故 瞬态计算 全尺寸

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失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性 被引量：2

17

作者 初炜钰 丛继东 +2 位作者 李文涛 张楠 孟兆明 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1104-1111,共8页

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度... 为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。 展开更多

关键词 失水事故 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 耦合特性 热工水力特性 实验装置 不凝结气体 壳内流场

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LOCA事故工况下锆包壳的高温氧化行为研究进展

18

作者 赵琬倩 贾玉振 +5 位作者 裴静远 李国庆 吕俊男 张君松 廖京京 彭倩 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期119-124,共6页

锆合金是被广泛地用于水冷动力堆反应的包壳材料。锆合金包壳在失水事故(LOCA)极端事故工况下的高温行为成为国内外学者研究和讨论的热点。本文综述了近年来国内外锆合金的高温氧化行为研究进展,详述了氧化动力学特征、氧化失稳现象和... 锆合金是被广泛地用于水冷动力堆反应的包壳材料。锆合金包壳在失水事故(LOCA)极端事故工况下的高温行为成为国内外学者研究和讨论的热点。本文综述了近年来国内外锆合金的高温氧化行为研究进展,详述了氧化动力学特征、氧化失稳现象和氧化转折机理,同时概述了近10年中国核动力研究设计院(NPIC)的相关研究工作。本文报道的研究进展,尤其是对于转折机理的探讨,可为进一步提高国产化新型锆合金使用性能提供研发指导。 展开更多

关键词 锆合金 包壳 失水事故(loca) 事故工况 氧化行为 转折机理

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AP1000仿真系统失水事故的定性分析 被引量：1

19

作者 刘爱明 《电力技术》 2010年第8期70-72,75,共4页

在低碳背景下,国家对核电的投入正在逐步加大,核反应堆的安全性也越来越引起人们的重视。本文采用RELAP5/MOD3.4软件以AP1000主冷却剂系统为原型进行仿真建模,定性分析了AP1000小破口失水事故(SB-LOCA)的发生过程,并与AP1000安全分析报... 在低碳背景下,国家对核电的投入正在逐步加大,核反应堆的安全性也越来越引起人们的重视。本文采用RELAP5/MOD3.4软件以AP1000主冷却剂系统为原型进行仿真建模,定性分析了AP1000小破口失水事故(SB-LOCA)的发生过程,并与AP1000安全分析报告(SAR)中的SB-LOCA做了比较,为进一步仿真建模做铺垫。 展开更多

关键词 RELAP5 失水事故 AP1000 仿真建模

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Fe22Cr5Al3Mo-xY合金在模拟LOCA下的高温蒸汽氧化行为 被引量：1

20

作者 孙蓉蓉 姚美意 +8 位作者 王皓瑜 张文怀 胡丽娟 仇云龙 林晓冬 谢耀平 杨健 董建新 成国光 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期915-925,共11页

利用带蒸汽发生器的同步热分析仪对Fe22Cr5Al3Mo-x Y (x=0、0.15,质量分数,%)合金分别进行1000和1200℃下恒温2 h的高温蒸汽氧化实验。采用XRD、FIB、EDS和TEM观察分析氧化前后样品的显微组织、晶体结构和成分。结果表明,添加0.15%Y使Fe... 利用带蒸汽发生器的同步热分析仪对Fe22Cr5Al3Mo-x Y (x=0、0.15,质量分数,%)合金分别进行1000和1200℃下恒温2 h的高温蒸汽氧化实验。采用XRD、FIB、EDS和TEM观察分析氧化前后样品的显微组织、晶体结构和成分。结果表明,添加0.15%Y使FeCrAl合金在1000℃下的氧化增重速率增大,但可降低FeCrAl合金在1200℃下的氧化增重速率,同时还可以抑制氧化膜表面脊状形貌的形成,并提高了合金氧化膜的厚度均匀性以及界面平整度;2种合金在1000和1200℃的高温蒸汽下恒温2 h后形成的氧化物膜均为α-Al_(2)O_(3),在Al_(2)O_(3)膜中平行于氧化膜/基体(O/M)界面的Fe、Cr富集区为hcp-(Cr,Fe)_(2)O_(3);Fe22Cr5Al3Mo-0.15Y合金在1200℃下恒温2 h后氧化膜中朝向基体一侧生长的富Y氧化物中存在AlYO_(3)、Y_(2)O_(3)和Fe(Cr,Al)_(2)O_(4)尖晶石氧化物。从Y影响氧化膜显微组织演化的角度探讨了Y对不同温度下FeCrAl合金氧化行为的影响机制。 展开更多

关键词 FeCrAl合金 Y 高温蒸汽 失水事故 显微组织

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