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乏燃料水池氢气风险分析和对策研究 被引量：5
1
作者 周喆 孙婧 +2 位作者 周克峰 詹佳硕 冯进军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2224-2229,共6页
福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足,尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IAEA及我国相关法规要求,应对核电厂乏燃料水池发生严重事故后的氢气风险进行评估,并对氢气风险的消除进行对策研究。本文采用MELCOR程序建立分析模型,计... 福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足,尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IAEA及我国相关法规要求,应对核电厂乏燃料水池发生严重事故后的氢气风险进行评估,并对氢气风险的消除进行对策研究。本文采用MELCOR程序建立分析模型,计算研究了乏燃料水池严重事故下的事故进程和氢气产生与浓度分布,评价了厂内氢气风险并定量研究了氢气风险缓解措施。分析结果表明,氢气风险是存在的。对补水、喷淋、通风和氢气复合器等缓解氢气风险措施的研究表明,注水和喷淋是可完全消除氢气风险的,但通风和氢气复合器并不能完全消除氢气风险。消除乏燃料水池严重事故下氢气风险的重点应为保证补水措施有效,对此可提高补水措施的可靠性和阻止乏燃料水池的泄漏。 展开更多
关键词 乏燃料水池 氢气风险 丧失冷却 对策研究
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基于CFD的棱柱型模块式高温气冷堆典型事故研究 被引量：1
2
作者 黄政 周喆 +2 位作者 王贺南 刘国明 陈巧艳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期2543-2553,共11页
为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型,包... 为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型,包括燃料和冷却剂通道、石墨慢化剂、侧反射层以及压力容器;非能动余热排出系统采用对流边界条件简化模拟。采用C++编写点堆模块求解中子动力学,并通过动态链接库(DLL)与COMSOL实现耦合。首先计算了正常运行工况下的稳定状态;然后以该结果作为初始条件,选取3个典型事故瞬态工况开展了数值模拟,包括未失压丧失强迫流动冷却(PLOFC)事故、未失压丧失强迫流动冷却且未能停堆(PLOFC+ATWS)事故以及反应性引入且未能停堆(RIA+ATWS)事故;最后针对压力容器壁与非能动余热排出系统的辐射发射率开展了敏感性分析。计算结果表明:在本文分析的事故条件下,燃料最高温度均低于安全限值(1 620℃)且具有较大的裕量,因此均能保证堆芯燃料结构的完整性。对于PLOFC事故,提高非能动余热排出系统的换热能力能显著缓解事故后果,但对于ATWS类事故影响趋势则正好相反,需进一步开展综合分析和模型验证。 展开更多
关键词 高温气冷堆 COMSOL 棱柱型燃料组件 丧失强迫冷却 ATWS
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对美国罗宾逊核电厂由火灾导致的反应堆紧急停堆和主泵丧失轴封冷却的运行事件的经验反馈 被引量：1
3
作者 伍浩 《核安全》 2014年第1期83-87,94,共6页
描述和分析了美国罗宾逊(H.B.Robinson)核电厂发生的一次由电缆故障引起的火灾并导致安注启动、主泵丧失轴封冷却的运行事件。介绍了操纵员处理事件的过程和失误。从设备、管理、人员培训等方面探究了事件的直接原因和根本原因,并针对... 描述和分析了美国罗宾逊(H.B.Robinson)核电厂发生的一次由电缆故障引起的火灾并导致安注启动、主泵丧失轴封冷却的运行事件。介绍了操纵员处理事件的过程和失误。从设备、管理、人员培训等方面探究了事件的直接原因和根本原因,并针对这些原因进行总结,对我国核电厂的运行管理工作提出了具体建议。 展开更多
关键词 罗宾逊核电厂 火灾 主泵丧失轴封冷却 经验反馈
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