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压水堆失水事故最佳估算方法研究 被引量：16
1
作者 林诚格 刘志弢 赵瑞昌 《核安全》 2010年第1期1-12,共12页
传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事... 传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。 展开更多
关键词 失水事故 最佳估算 不确定性分析 CSAU ASTRUM
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两相临界流实验研究 被引量：8
2
作者 陈听宽 徐进良 罗毓珊 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第5期623-626,共4页
针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0MPa到22.0MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0℃到60℃。采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出... 针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0MPa到22.0MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0℃到60℃。采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式。所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果。 展开更多
关键词 两相临界流 核电站 失水事故 小破口 压力容器 管道
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1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析 被引量：10
3
作者 朱荣生 郑宝义 +2 位作者 袁寿其 付强 王秀礼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1202-1206,共5页
针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空... 针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明:事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113m降低到85m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。 展开更多
关键词 核主泵 失水事故 气液两相流
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失水事故工况下核主泵气液两相瞬态流动特性 被引量：9
4
作者 付强 袁寿其 +1 位作者 朱荣生 王秀礼 《华中科技大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期112-116,共5页
为研究核主泵在失水事故工况下气液两相瞬态流动变化规律,采用Euler-Euler非均相流模型,应用商业计算流体力学软件ANSYS CFX对核主泵内的气液两相瞬态流动特性进行数值模拟计算,分析了在失水事故工况下核主泵内部气液两相的不稳定流动... 为研究核主泵在失水事故工况下气液两相瞬态流动变化规律,采用Euler-Euler非均相流模型,应用商业计算流体力学软件ANSYS CFX对核主泵内的气液两相瞬态流动特性进行数值模拟计算,分析了在失水事故工况下核主泵内部气液两相的不稳定流动的规律.结果表明:在流量变化过程中气相主要集中在靠近叶轮背面、导叶工作面区域内;气相所占比值变大使导叶内流速波动幅度向大尺度、无规律方向变化.流量变小时,出口回流对叶轮流道内气体体积分数变化产生主要影响;气相会改变导叶进口附近的流动变化趋势.流量变大时,进口气相区域向出口方向的延伸程度对叶轮流道内气体体积分数变化产生主要影响;气相会改变导叶流道出口附近流动变化趋势.流量变大与流量变小时,导叶内的气体体积分数变化趋势完全相反.在气相比值相同时,流量变小时叶轮内各监测点流速比流量变大时受气相的影响要大,故流量变大时输送汽液混合比有所提高. 展开更多
关键词 核电站 失水事故 核主泵 两相流 气体体积分数 瞬态流动
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混凝土安全壳的LOCA温度场分布与温度内力分析 被引量：9
5
作者 吴畅 孟少平 周臻 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2010年第12期206-212,共7页
在混凝土安全壳的结构设计中,LOCA事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强的瞬时特征,温度场在壳壁内的分布也具有显著的不均匀性,导致其内力计算较为复杂。而我国现行的安全壳设计规范并没有对LOCA温度效应的计算... 在混凝土安全壳的结构设计中,LOCA事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强的瞬时特征,温度场在壳壁内的分布也具有显著的不均匀性,导致其内力计算较为复杂。而我国现行的安全壳设计规范并没有对LOCA温度效应的计算与设计提出具体的方法。该文基于传热学分析方法计算得到了LOCA事故下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,可作为安全壳进行温度内力分析的基础;基于弹性力学理论,忽略结构底端的约束效应,提出了安全壳结构在LOCA温度作用下的内力简化分析方法;采用有限元软件ANSYS对安全壳结构在LOCA各时刻温度场作用下的应力、位移、内力等进行了详细分析,并与理论分析结果进行了比较,结果表明两者在一定范围内吻合得较好。 展开更多
关键词 混凝土结构 混凝土安全壳 失水事故 温度作用 温度内力
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基于特征事件序列的船用核动力系统故障诊断方法研究 被引量：8
6
作者 王晓龙 蔡琦 +1 位作者 陈玉清 赵鑫 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1644-1651,共8页
针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行数据的基础上,通过定义特征事件序列来提取不同类型故障特征,并构建各种典型事故的标准特征事件序列谱。... 针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行数据的基础上,通过定义特征事件序列来提取不同类型故障特征,并构建各种典型事故的标准特征事件序列谱。当系统运行发生故障时,按特定算法实时提取系统当前事件序列特征,将其与标准特征事件序列谱比对,通过计算相似度,辨识引起系统异常的初因事件。经试验验证,该方法可辨识初因事件的程度,并定位其相对位置,与传统数据驱动的方法相比,具有易追溯、可解释等优点,因而更具研究和推广价值。 展开更多
关键词 特征事件序列 故障诊断 数据驱动 船用核动力系统 失水事故
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核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究 被引量：7
7
作者 毛庆 余红星 +5 位作者 肖忠 张毅雄 刘文进 王荣忠 徐晖 段权 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期93-98,共6页
对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究。形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设... 对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究。形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设计分析和计算软件系统,并已在秦山核电二期工程和CNP1000反应堆结构设计中得以应用。 展开更多
关键词 核反应堆 地震 失水事故 结构动力分析 设计分析系统 计算软件系统 结构设计 安全 结构动力响应
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管径与倾角对蒸汽-空气冷凝特性影响实验研究 被引量：7
8
作者 曹博洋 李毅 +2 位作者 边浩志 曹夏昕 丁铭 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第7期1851-1857,共7页
对于轻水反应堆核电站,在发生反应堆失水事故情况下,大量的高温高压蒸汽喷放进入安全壳后,含空气的蒸汽冷凝是安全壳内重要的物理现象之一。先前的研究提出了若干实验关联式,它们包含了压力,浓度,壁面过冷度等热力参数对冷凝传热系数的... 对于轻水反应堆核电站,在发生反应堆失水事故情况下,大量的高温高压蒸汽喷放进入安全壳后,含空气的蒸汽冷凝是安全壳内重要的物理现象之一。先前的研究提出了若干实验关联式,它们包含了压力,浓度,壁面过冷度等热力参数对冷凝传热系数的影响。但是,目前仍缺少管径、倾角等几何参数对冷凝传热系数的影响研究。因此,本研究在压力0.15~1.6 MPa,过冷度30~120℃范围下开展了不同管径、倾角条件下含不凝性气体蒸汽冷凝传热的特性实验。对三种不同管径(19 mm、15 mm、12mm)五种不同倾角(0°、30°、45°、60°、90°)的传热管进行了传热特性分析。结果表明,随着管径的减小和倾角的降低,冷凝传热系数随之增加。基于本研究和国内外相关实验的2276个实验数据点,提出了一个包含管径和倾角的实验关联式,它在95%置信度下的误差在±15%以内。 展开更多
关键词 失水事故 凝结 传热 管径 倾角 实验关联式
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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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压水堆不同尺寸的破口失水事故分析 被引量：6
11
作者 刘佩琪 赵鹏程 +5 位作者 于涛 谢金森 陈珍平 谢超 刘紫静 曾文杰 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期68-75,共8页
基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized-Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程... 基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized-Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程,探讨了如何在恰当的时机采取有效的缓解措施对事故的进程进行干预。研究结果表明:在破口事故中随着破口面积而增大,压力容器会更早失效导致堆芯裸露;一旦压力容器失效,MCCI(Molten Corium Concrete Interaction)过程中氢气产量则会随着破口面积的增大而增大;在破口事故中尽早投入安全注射系统可以有效地缓解事故的进程,避免压力容器失效,并且安全注射系统越早投入对事故的缓解也就越有利。 展开更多
关键词 MAAP程序 失水事故 压水堆 缓解措施
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失水事故下一回路水动力载荷分析 被引量：6
12
作者 唐琼辉 周瑞 +1 位作者 吴应喜 王荣忠 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期462-468,474,共8页
以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管... 以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析。结果表明破口面积是影响失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一,辅助接管嘴破口下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量级相当;蒸汽发生器(SG)出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明显。此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值,因而在隔板设计时必须予以考虑。本文的研究成果对新堆型研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值。 展开更多
关键词 失水事故 一回路 水动力载荷 隔板压差
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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
13
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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倾斜管内气液两相逆流极限实验研究
14
作者 马有福 韩林峰 +2 位作者 温慧铭 吕俊复 王硕 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期51-59,共9页
失水事故下压水堆热段内气液两相顺利逆流对防止堆芯熔化事故至关重要,而热段是由水平管与倾斜管组合而成。为探明热段内气液逆流的约束机制,以常温空气/水为两相工质对倾斜管与水平管内气液两相逆流极限(CCFL)特性进行实验,研究了管道... 失水事故下压水堆热段内气液两相顺利逆流对防止堆芯熔化事故至关重要,而热段是由水平管与倾斜管组合而成。为探明热段内气液逆流的约束机制,以常温空气/水为两相工质对倾斜管与水平管内气液两相逆流极限(CCFL)特性进行实验,研究了管道倾角(0°~30°)和管径(40~100 mm)对管内CCFL的影响。主要结论有:CCFL工况下,水平管内呈分层流;随管道倾角和管径增大,倾斜管内分层流逐渐过渡为雾状流;相同管径下,以表观流速表征的CCFL曲线随管道倾角增大而升高,意味着热段内气液逆流主要受水平段控制;相同管道倾角下,倾斜管与水平管的CCFL表观流速曲线均随管径增大而升高;传统Wallis参数未反映管道倾角对CCFL的影响,也未能准确表征管径对水平管CCFL的影响,但Wallis参数可良好关联管径对倾斜管CCFL的影响;提出了可同时关联管道倾角与管径影响的倾斜管CCFL实验关联式。研究结果对压水堆核电厂的安全性分析提供了基础数据和实验关联式。 展开更多
关键词 压水堆 失水事故 气液两相逆流极限(CCFL) 倾斜管 管径效应
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秦山核电二期工程失水事故分析 被引量：4
15
作者 王荣忠 王勇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期51-55,共5页
失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点。本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点。重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的... 失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点。本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点。重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果。分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全。 展开更多
关键词 失水事故 分析 MEFRA-1程序 安全注射系统 堆芯再淹没
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Zr-xNb-yCr合金在模拟失水事故下的高温蒸汽氧化行为
16
作者 张风 胡丽娟 +6 位作者 林雨晨 陈刘涛 高长源 徐诗彤 谢耀平 姚美意 周邦新 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1666-1676,共11页
锆合金在失水事故(loss of coolant accident,LOCA)下的高温蒸汽氧化行为是需要重点关注的问题之一。采用非自耗真空电弧炉熔炼了Zr-x Nb(x=0.5、1.0、1.5,质量分数,%)和Zr-1.0Nb-y Cr(y=0.05,0.2,质量分数,%)合金并制备成板状样品。采... 锆合金在失水事故(loss of coolant accident,LOCA)下的高温蒸汽氧化行为是需要重点关注的问题之一。采用非自耗真空电弧炉熔炼了Zr-x Nb(x=0.5、1.0、1.5,质量分数,%)和Zr-1.0Nb-y Cr(y=0.05,0.2,质量分数,%)合金并制备成板状样品。采用同步热分析仪研究了5种锆合金在模拟LOCA工况下900~1200℃蒸汽中的氧化行为,利用金相显微镜观察分析了氧化样品横截面的显微组织,使用显微硬度仪测试氧化前后样品的显微硬度。结果显示:在900~1100℃蒸汽中氧化时,Zr-x Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能不随Nb含量变化呈单一变化规律,且随温度的升高发生变化,添加0.05%和0.2%(质量分数)的Cr使Zr-1.0Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能变差;在1200℃蒸汽中氧化时,添加Nb和Cr对锆合金的抗高温蒸汽氧化性能影响不大;5种合金的氧化动力学规律随温度升高发生变化,总体由抛物线→直线规律转变,还会发生多次转折。从O在Zr基体中的固溶含量以及Zr基体α↔β和氧化膜单斜(m)?四方(t)相变的角度探讨了Nb和Cr影响锆合金高温蒸汽氧化行为的机制。 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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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：1
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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一种核测仪表用四同轴有机电缆组件的研制 被引量：1
18
作者 孙光智 周国华 +5 位作者 李昆鹏 刘彦军 刘海峰 葛孟团 秦子凯 冯红艺 《电线电缆》 2023年第6期6-11,共6页
针对核电站堆外核测量系统热中子探测器信号传输需求,研制了可用于该系统安全壳内使用的四同轴有机电缆组件,提出了电缆及配套连接器的设计方案。根据传输信号的特点及安全壳内特殊的使用环境、功能要求和核安全级电缆的规定,将该电缆... 针对核电站堆外核测量系统热中子探测器信号传输需求,研制了可用于该系统安全壳内使用的四同轴有机电缆组件,提出了电缆及配套连接器的设计方案。根据传输信号的特点及安全壳内特殊的使用环境、功能要求和核安全级电缆的规定,将该电缆的鉴定试验分为电缆材料性能试验、电气性能试验和专项试验三大类,介绍了详细的试验项目、检验要求和测试结果,可为类似产品的研制提供参考。 展开更多
关键词 堆外核测量系统 核级电缆 连接器 失水事故 鉴定试验
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核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究 被引量：5
19
作者 刘蔚伟 夏小娇 +4 位作者 马韦刚 姜峨 傅晟伟 赵永福 何艳春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期124-129,共6页
核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产... 核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。 展开更多
关键词 化学效应 地坑过滤器 压头损失 失水事故 核电厂
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核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展 被引量：5
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作者 卢俊强 陆辉 曾奇锋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期334-347,共14页
本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保L... 本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保LOCA下包壳完整性的基本思想和安全准则。通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳LOCA工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对LOCA工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在LOCA工况下的性能评价也有一定的参考价值。 展开更多
关键词 失水事故 锆合金包壳 脆化 安全准则
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