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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 被引量:7
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作者 邹杰 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期362-368,共7页
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型... 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统 全厂断电事故 热段小破口失水事故 严重事故分析
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日本福岛核电站事故浅析 被引量:2
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作者 冯鸥杏 元一单 +1 位作者 张天琦 张慧敏 《中国科技成果》 2021年第7期35-38,共4页
日本福岛核事故是近年来最严重的核电厂严重事故,对世界范围内核能的利用产生了深远的影响.尽管我国采用的主要是压水堆技术,梳理沸水堆事故也可以为严重事故的研究和管理提供参考.文章介绍了沸水堆的MARK-I型安全壳和3种非能动应急冷... 日本福岛核事故是近年来最严重的核电厂严重事故,对世界范围内核能的利用产生了深远的影响.尽管我国采用的主要是压水堆技术,梳理沸水堆事故也可以为严重事故的研究和管理提供参考.文章介绍了沸水堆的MARK-I型安全壳和3种非能动应急冷却系统,IC、RCIC和HPCI;以3号机组为例,梳理了事故进程,并分析了沸水堆的设计在事故管理中所起的作用. 展开更多
关键词 福岛核事故 严重事故分析 沸水堆
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CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析 被引量:2
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作者 李龙泽 王明军 +2 位作者 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1020-1025,共6页
利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无... 利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9 576s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30 000s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。 展开更多
关键词 CPR1000 MELCOR 全厂断电 蒸汽发生器安全阀 严重事故分析
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动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究 被引量:1
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作者 崔成鑫 黄挺 +1 位作者 陈炼 张蕾 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1235-1240,共6页
动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况,是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法,使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析,并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评... 动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况,是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法,使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析,并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价(PSA)分析,最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明,系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响,且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息,有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。 展开更多
关键词 动态可靠性 严重事故分析 概率安全评价
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IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析 被引量:1
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作者 胡文超 彭常宏 +1 位作者 郭赟 曾和义 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期613-618,共6页
使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况... 使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况,压力容器会完全干涸,堆芯和蒸汽发生器之间形成蒸汽自然循环流动,堆芯温度缓慢升高,低熔点的控制棒金属首先熔化落入下腔室并加热下封头,使得下封头底部区域发生蠕变断裂失效。在不卸压的情况下一个上充泵的安注流量就能够缓解事故。 展开更多
关键词 一体化小型堆 严重事故分析 RELAP5/SCDAP
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一体化严重事故分析程序的验证与分析
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作者 何康年 祁祥杰 +5 位作者 丁铭 王楠 陈炼 吴世浩 张亚培 苏光辉 《应用科技》 CAS 2024年第1期59-64,111,共7页
针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSA... 针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSAP程序对实验进行建模,并将MOSAP程序的计算结果与实验结果以及国际通用程序的计算结果进行了对比。结果表明,对于包壳轴向温度、包壳氧化层厚度和氢气产量,MOSAP程序计算结果与实验值和国际通用程序计算结果符合良好。在计算包壳轴向温度和氧化层厚度方面,MOSAP程序计算结果优于国际通用程序计算结果。文中结论对MOSAP程序堆内模块验证和整个模块的验证具有一定的参考意义。 展开更多
关键词 严重事故 严重事故分析程序 一体化严重事故分析程序 QUENCH-06 再淹没 锆水反应 氧化速率常数 包壳氧化
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PISAA软件中含不凝性气体的蒸汽冷凝模型研究与验证
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作者 李贺 杨小明 +2 位作者 张宁娜 马如冰 元一单 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1137-1143,共7页
针对核电厂事故状态下含不凝性气体的蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝传热问题,本文以严重事故一体化分析软件的开发为背景,建立了基于热质比拟方法的安全壳内含不凝性气体蒸汽冷凝计算模型,用于求解安全壳内壁面由于冷凝造成的传热量以及... 针对核电厂事故状态下含不凝性气体的蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝传热问题,本文以严重事故一体化分析软件的开发为背景,建立了基于热质比拟方法的安全壳内含不凝性气体蒸汽冷凝计算模型,用于求解安全壳内壁面由于冷凝造成的传热量以及产生的凝结水的量,并通过Wisconsin实验以及ISP47-TOSQAN实验对该模型进行了验证。结果表明:严重事故一体化分析软件中的冷凝模型针对Wisconsin实验各工况下的冷凝传热系数计算结果与实验测量值基本一致,冷凝传热系数平均偏差在10%左右,最大偏差不超过30%,整体与实验测量值吻合较好,均在工程可接受偏差范围内;严重事故一体化分析软件针对ISP47-TOSQAN实验中的阶段A和阶段B的计算结果与实验测量值吻合,稳态1/2/3/4保持一致,准确地模拟了实验过程。 展开更多
关键词 核电厂 严重事故一体化分析 冷凝 传热 安全壳 热构件 严重事故软件 验证
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海洋核动力平台严重事故源项初步研究
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作者 王琮 王珏 《科技创新导报》 2018年第28期98-101,共4页
基于核安全监管机构技术导则,研究了源项分析在陆基大型反应堆选址、事故分析和二级概率安全评价(PSA)等领域的应用。通过分析技术导则所采用的计算方法与假设,给出海基小型轻水堆的分析选取建议。同时,针对海洋核动力平台建立MELCOR程... 基于核安全监管机构技术导则,研究了源项分析在陆基大型反应堆选址、事故分析和二级概率安全评价(PSA)等领域的应用。通过分析技术导则所采用的计算方法与假设,给出海基小型轻水堆的分析选取建议。同时,针对海洋核动力平台建立MELCOR程序计算模型,并根据一级PSA分析结果选取典型事故序列。通过开展现实的计算,得出放射性核素质量释放份额等重要参数。 展开更多
关键词 海洋核动力平台 严重事故源项分析 MELCOR程序
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