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小型堆破口失水事故初步研究 被引量:4
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作者 杨江 林支康 +3 位作者 卢向晖 沈永刚 郑向阳 詹佳硕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1232-1237,共6页
为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入... 为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04m等效直径破口、冷管段0.2m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。 展开更多
关键词 小型堆 非能动安全注入系统 破口失水事故
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ACME台架PRHR管线破口试验自然循环现象研究
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作者 刘宇生 谭思超 +3 位作者 靖剑平 庄少欣 李东阳 王楠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期93-101,共9页
为研究非能动核电厂在多重失效事故条件下的安全性能及新的热工水力现象,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment,ACME)台架开展了非能动余热排出(Passive Residual Heat Removal,PRHR)管线破... 为研究非能动核电厂在多重失效事故条件下的安全性能及新的热工水力现象,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(Advanced Core-cooling Mechanism Experiment,ACME)台架开展了非能动余热排出(Passive Residual Heat Removal,PRHR)管线破口失水试验(Loss of Coolant Accident,LOCA)。通过重点分析PRHR换热器(Heat Exchanger,HX)流动换热功能失效对事故进程和热工水力现象的影响,获得了非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System,PXS)与反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)、PXS系统内各安全设备间的相互影响规律及耦合效应。结果表明:PRHR管线LOCA中,PRHR HX会出现反向流动换热的新现象;堆芯-蒸汽发生器自然循环过程的平均载热功率提高约30%,对RCS降温降压具有重要作用,是事故初期的关键现象;事故瞬态下,PXS非对称布置对RCS支路热工水力状态存在显著影响,PRHR管线LOCA中非对称布置效应会增强。 展开更多
关键词 破口失水事故 ACME台架 整体效应试验 自然循环 非能动安全
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自然循环回路失水闪蒸时的流动和传热试验研究 被引量:2
3
作者 博金海 姜胜耀 张佑杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第4期313-318,共6页
研究是在5MW核供热反应堆的模拟试验台架HTRL5上完成的。经研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律。揭示了闪蒸过程的两个阶段,给出了换热系数的实验结果。结果表明小... 研究是在5MW核供热反应堆的模拟试验台架HTRL5上完成的。经研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律。揭示了闪蒸过程的两个阶段,给出了换热系数的实验结果。结果表明小破口失水过程由于闪蒸改善了自然循环和传热情况,使无件棒温度保持在较低水平。 展开更多
关键词 供热堆 破口失水事故 两相流 自然循环 传热
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倾斜条件对海上小型堆LOCA事故的影响研究 被引量:2
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作者 曹志伟 刘建昌 +3 位作者 肖红 杨江 卢向晖 田文喜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期118-123,共6页
基于热工水力系统分析程序RELAP/SCDAPSIM,建立了倾斜条件下海上小型堆一、二回路系统模型和安全注入系统模型,模拟计算了不同横向和纵向倾斜角度下压力容器上接管发生双端剪切破口事故工况。计算结果表明,事故发生后,系统主要热工水力... 基于热工水力系统分析程序RELAP/SCDAPSIM,建立了倾斜条件下海上小型堆一、二回路系统模型和安全注入系统模型,模拟计算了不同横向和纵向倾斜角度下压力容器上接管发生双端剪切破口事故工况。计算结果表明,事故发生后,系统主要热工水力参数受纵向倾斜影响较小,受横向倾斜影响较为显著,且存在陡边效应;发生较大角度的横向倾斜时,一回路冷却剂在重力的作用下重新分布,导致堆芯水位显著降低,燃料包壳峰值温度相较于非倾斜条件下升高约520℃。 展开更多
关键词 倾斜条件 海上小型堆 直流蒸汽发生器 破口失水事故
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Reliability Enhancement of the Diverse Protection System Regarding Common Cause Failures
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作者 Yang Gyun Oh Yong Hun Kim +3 位作者 Hyeong Soon Yim Chul Jin Choi Seung Min Baek Sang Jeong Lee 《Journal of Energy and Power Engineering》 2013年第8期1478-1486,共9页
The issue of CCF (common cause failure) in digital I & C (instrumentation and control) systems is of great interest because an increasing number of such systems are implemented in nuclear power plants. For the mi... The issue of CCF (common cause failure) in digital I & C (instrumentation and control) systems is of great interest because an increasing number of such systems are implemented in nuclear power plants. For the mitigation of ATWS (anticipated transients without scram) as well as CCF within the PPS (plant protection system) and the ESF-CCS (engineered safety feature-component control system), the ADPS (advanced diverse protection system) has been developed by KEPCO E & C (KEPCO Engineering and Construction) Company for new nuclear units in Korea. As compared to the DPS (diverse protection system) design of APR1400, the ADPS has a diverse safety injection function considering a LBLOCA (large break loss of coolant accident) concurrent with the CCF of the PPS and ESF-CCS. Besides the function of SIAS (safety injection actuation signal) initiation, several CCF avoidance features, such as the changes of software design classification, communication methods, equipment platform, and man-machine interfaces, are introduced to enhance the reliability of the ADPS. In addition, the ADPS has recently incorporated four redundant channels with 2-out-of-4 voting logics to enhance its fault tolerant capability. Therefore, it is expected that the ADPS can provide an enhanced reliability regarding possible CCFs in the safety-grade digital I & C systems as well as the ADPS itself. 展开更多
关键词 Diverse protection system CCF fault avoidance fault tolerance.
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小破口失水事故研究综述 被引量:19
6
作者 博金海 王飞 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期172-179,共8页
对小破口失水事故(SBLOCA)及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响,对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳,给出了目前世界上用于... 对小破口失水事故(SBLOCA)及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响,对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳,给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备,对小破口失水事故的研究进行了总结。 展开更多
关键词 反应堆 破口失水事故 综述 SBLOCA
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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
7
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 破口失水事故 全厂断电
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AP1000冷管段小破口失水事故分析 被引量:13
8
作者 杨江 田文喜 +1 位作者 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期541-547,共7页
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 破口失水事故
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核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 被引量:12
9
作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第7期609-615,共7页
本工作以900Mw核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性... 本工作以900Mw核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级,非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6~10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。 展开更多
关键词 严重事故 破口失水事故 裂变产物 源项
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非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量:6
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作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页
本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多
关键词 先进压水堆 破口失水事故 破口失水事故 非能动堆芯冷却系统
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核动力装置小破口失水事故的瞬态性模拟与处置研究 被引量:6
11
作者 蔡志明 蔡章生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第4期337-341,共5页
以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。
关键词 核动力装置 破口失水事故 瞬态特性 模拟分析 事故处置 安全 非均匀不平衡态两相流模型
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压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究 被引量:7
12
作者 张龙飞 张大发 王少明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期560-564,共5页
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究... 采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明,压水堆发生大破口失水事故时,堆芯熔化进程较快,大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室,反应堆压力容器下封头失效较早,且主回路冷段破口比热段破口更为严重。 展开更多
关键词 破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
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大破口失水事故的DRM分析方法介绍 被引量:5
13
作者 孙吉良 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第2期42-45,共4页
从大破口失水事故分析方法的发展过程,阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具,可以为核电厂的燃料管理优化及提高经济效益发挥重要的作用。该方法已在大亚湾核电站18个月换料项目的提高堆芯功率... 从大破口失水事故分析方法的发展过程,阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具,可以为核电厂的燃料管理优化及提高经济效益发挥重要的作用。该方法已在大亚湾核电站18个月换料项目的提高堆芯功率因子的分析论证中应用。 展开更多
关键词 破口失水事故 DRM分析方法 统计分析 CATHARE程序 反应堆
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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
14
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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秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究 被引量:6
15
作者 张毅 季松涛 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期463-466,共4页
环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研... 环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。 展开更多
关键词 环形燃料 核电站 事故分析 破口失水事故
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西安脉冲堆大破口失水事故分析 被引量:6
16
作者 陈立新 赵柱民 +3 位作者 袁建新 唐秀欢 朱养妮 温海兵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期678-682,共5页
分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明:在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。
关键词 脉冲堆 破口失水事故 安全分析
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650MW压水堆中破口失水事故事件序列分析
17
作者 于渭清 葛炼伟 《中国核电》 2024年第1期86-90,共5页
本文结合650 MW两环路压水堆核电厂发生中破口失水事故的特点、系统参数变化、事故进程以及运行人员的干预对事故发展的影响,运用PSA事件树分析方法对650 MW压水堆核电厂中破口失水事故事件序列进行分析和评价。通过建立事件树模型,计算... 本文结合650 MW两环路压水堆核电厂发生中破口失水事故的特点、系统参数变化、事故进程以及运行人员的干预对事故发展的影响,运用PSA事件树分析方法对650 MW压水堆核电厂中破口失水事故事件序列进行分析和评价。通过建立事件树模型,计算650 MW压水堆核电厂发生一回路中破口失水事故后堆芯损伤的概率,为评价电厂的安全运行提供指导性建议。 展开更多
关键词 破口失水事故 概率安全评价 堆芯损伤 事件树分析
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船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析 被引量:6
18
作者 王伟 陈力生 张帆 《辐射研究与辐射工艺学报》 CAS CSCD 2012年第2期87-92,共6页
建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷... 建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。 展开更多
关键词 破口失水事故 热工水力 放射性源项 设计基准事故
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船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究 被引量:6
19
作者 王元 王少明 于雷 《船海工程》 北大核心 2008年第5期102-106,共5页
利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低... 利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。 展开更多
关键词 核动力装置 破口失水事故 主冷却剂泵
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船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析 被引量:6
20
作者 张彦招 张帆 +1 位作者 赵新文 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1565-1571,共7页
以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来... 以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。 展开更多
关键词 船用堆 破口失水事故 裂变产物 源项
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