基于子通道程序的铅铋反应堆失流事故不确定性分析

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作者 王凯 杨俊康 赵鹏程 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期119-128,共10页

子通道程序是反应堆热工领域的重要计算工具,利用不确定性分析方法能够有效识别和量化程序输入参数和模型假设的不确定性,从而提高程序的可靠性,为热工水力参数设计提供更可靠的参考依据。本文基于子通道程序SUBCHANFLOW,对10 MW小型铅... 子通道程序是反应堆热工领域的重要计算工具,利用不确定性分析方法能够有效识别和量化程序输入参数和模型假设的不确定性,从而提高程序的可靠性,为热工水力参数设计提供更可靠的参考依据。本文基于子通道程序SUBCHANFLOW,对10 MW小型铅铋反应堆在稳态和失流事故瞬态情况下进行了不确定性分析。首先,建立了全堆芯子通道模型,并确定了可能影响目标参数的输入参数。随后,采用最优拉丁超立方抽样方法在输入参数分布范围内采样,并输入到SUBCHANFLOW中得到失流事故瞬态和稳态情况下的不确定带。最后,通过灰色关联度分析,对瞬态和稳态敏感性进行了评估。计算结果表明:在瞬态和稳态情况下,目标参数的不确定带均能包络名义值;在瞬态情况下,芯块最高温度容忍上限为674.55℃,包壳最高温度容忍上限为618.31℃,且各参数计算精度基本小于7%;目标参数的不确定性主要来自入口温度、燃料棒高度、出口压力、总功率和包壳热导率等参数,其中入口温度影响最大。本研究揭示了在失流事故瞬态和稳态条件下,SUBCHANFLOW程序的计算不确定性以及各参数对系统响应的敏感性差异,有助于进一步优化和改进反应堆设计和运行策略,提高铅铋反应堆的安全性和可靠性。 展开更多

关键词 子通道程序 铅铋反应堆 失流事故 不确定性分析 灰色关联度

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事件序列图分层次建模用于反应堆动态可靠性分析 被引量：2

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作者 谢海燕 蔡琦 张杨伟 《舰船科学技术》 2010年第5期31-34,79,共5页

采用事件序列图方法对复杂系统建模时,为了避免事件序列图过于庞大,其事件对研究对象的结构和状态描述较少,不能直接反映出系统设计和运行中的缺陷。根据船用核动力装置在结构构成上的层次特点,提出了分层次建立事件序列图的方法,并引... 采用事件序列图方法对复杂系统建模时,为了避免事件序列图过于庞大,其事件对研究对象的结构和状态描述较少,不能直接反映出系统设计和运行中的缺陷。根据船用核动力装置在结构构成上的层次特点,提出了分层次建立事件序列图的方法,并引入故障树分析方法,将事件序列图与故障树结合起来,利用故障树分析的优势,获得系统的薄弱环节。通过分层次建模建立的事件序列图层次分明,规模适当。该方法适合于反应堆动态PSA研究。 展开更多

关键词 事件序列图 分层次建模 故障树分析 失流事故

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CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析 被引量：1

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作者 胡泊 郭斯茂 +3 位作者 王冠博 钱达志 郭玉川 余恒 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第9期102-107,共6页

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故... 基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。 展开更多

关键词 高温高压辐照考验回路 失水事故 失流事故 中国绵阳研究堆

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反应堆失流事故下堆芯自然循环冷却能力的模拟实验研究

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作者 任松 陈德奇 +2 位作者 陈传宝 潘良明 刘斌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期773-778,共6页

为分析不同热工参数对强迫循环向自然循环过渡过程及稳定自然循环阶段传热及流动特性的影响,在内径为6mm的竖直实验段内开展实验,研究不同入口过冷度、热流密度及初始流量对强迫循环向自然循环过渡过程以及稳定自然循环过程的影响。实... 为分析不同热工参数对强迫循环向自然循环过渡过程及稳定自然循环阶段传热及流动特性的影响,在内径为6mm的竖直实验段内开展实验,研究不同入口过冷度、热流密度及初始流量对强迫循环向自然循环过渡过程以及稳定自然循环过程的影响。实验结果表明:入口过冷度及热流密度对自然循环向强迫循环过渡过程及稳定自然循环过程的换热能力有明显影响,而初始流量对该过渡过程及稳定自然循环的换热能力的影响并不显著。 展开更多

关键词 沸腾换热 失流事故 自然循环 实验模拟

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钠冷快堆失流事故分析

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作者 俞保安 邓正平 杨永伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第5期7-15,共9页

本文介绍了钠冷快堆失流计算的数学模型、FRLOF程序的编制和用本程序对EBR-Ⅱ两个失流工况进行的理论计算。该计算结果与试验测量值吻合较好。

关键词 钠冷快堆 失流事故 动态模型

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中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析

6

作者 韩骞 吴庆生 +2 位作者 陈建伟 梅华平 黄群英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期353-359,共7页

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃... 中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。 展开更多

关键词 CLEAR—I 燃料元件 温度场 正常运行工况 失流事故

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钠冷快堆熔断式非能动停堆系统方案设计 被引量：1

7

作者 李政昕 胡文军 +1 位作者 张熙司 喻宏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期344-350,共7页

为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故... 为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证,并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算,由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明,通过合理设计,在发生无保护事故时,熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度,进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。 展开更多

关键词 中国实验快堆 非能动停堆系统 无保护超功率事故 无保护失流事故 DYN4G

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上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究

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作者 张熙司 李新宇 +3 位作者 霍兴凯 徐李 刘一哲 薛方元 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1866-1875,共10页

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国... 钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。 展开更多

关键词 钠冷快堆 钠空泡反应性 微扰理论 MOX燃料 无保护失流事故 冷却剂沸腾

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多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析 被引量：4

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作者 刘建阁 彭敏俊 蒋立国 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期210-214,共5页

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用... 为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。 展开更多

关键词 一体化轻水堆 破口事故 失流事故 安全分析

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小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析 被引量：2

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作者 张一帆 刘宙宇 +2 位作者 曹良志 郑友琦 邵一穷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2081-2088,共8页

本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯... 本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化,分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。 展开更多

关键词 快堆 超功率事故 失流事故 失热阱事故

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超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析 被引量：1

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作者 李登伟 肖瑶 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1439-1444,共6页

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反... 超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。 展开更多

关键词 超临界二氧化碳反应堆 模块化微型堆 失流事故 反应性引入事故

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混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究 被引量：1

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作者 许志红 傅晟威 +2 位作者 刘晓晶 杨燕华 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1097-1106,共10页

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要... 使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15s,压力容器上部水空间容积大于27m3,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。 展开更多

关键词 混合能谱超临界水堆 失流事故 缓解措施

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快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

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作者 周磊 张大林 +6 位作者 刘雅鹏 王式保 王心安 王成龙 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期475-484,共10页

为验证计算流体动力学(CFD)方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆(FFTF),建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面... 为验证计算流体动力学(CFD)方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆(FFTF),建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。 展开更多

关键词 快中子通量堆 失流事故 计算流体动力学

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田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

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作者 姚进国 王汗 +2 位作者 董超 李宝库 叶刘锁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1819-1824,共6页

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结... 田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。 展开更多

关键词 田湾核电站 长周期换料 冷却剂流量丧失事故

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

15

作者 崔世杰 王杰 +4 位作者 卢庆 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《科学技术与工程》 北大核心 2015年第30期23-29,共7页

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。 展开更多

关键词 MELCOR 失流事故 氦冷包层 HE-FUS3实验

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SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

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作者 周翀 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2238-2243,共6页

超临界水冷堆燃料验证实验(SCWR-FQT)将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧... 超临界水冷堆燃料验证实验(SCWR-FQT)将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示:实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 ATHLET 冷却剂流量丧失事故

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Pt1000温度计在HTS电流引线失冷实验中的应用研究

17

作者 杨长春 《低温与超导》 CAS 北大核心 2014年第1期25-28,共4页

首先对Pt1000温度计在20K到室温范围的温度进行校准,进而应用在ITER高温超导电流引线超导模件分流器安全性能实验研究中,实现低温到室温的测量和控制。实验和测量结果表明:Pt1000温度计在20K^70K的误差一般小于1K,完全可以代替Cernox温... 首先对Pt1000温度计在20K到室温范围的温度进行校准,进而应用在ITER高温超导电流引线超导模件分流器安全性能实验研究中,实现低温到室温的测量和控制。实验和测量结果表明:Pt1000温度计在20K^70K的误差一般小于1K,完全可以代替Cernox温度计用于ITER高温超导电流引线超导模件分流器的安全性研究中,能够大大降低其实验测试费用。 展开更多

关键词 PT1000 高温超导 电流引线 失冷

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10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析 被引量：2

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作者 薛冰 刘晓晶 何兆忠 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期966-974,共9页

热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10 MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧... 热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10 MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧失以及二回路流量丧失的计算。最终热阱丧失事故发生后,一回路冷却剂一次侧向二次侧排热减少,冷却剂、燃料元件温度上升,非能动空气余热排出系统的投入能够有效排出堆芯衰变热,满足安全设计准则。对比最终热阱丧失,发现二回路流量丧失事故下堆芯达到产-排热相对稳定状态所需时间更长,且风机惰转时间对二回路冷却剂温度影响较大,风机惰转时间应控制在100 s之内,且惰转时间越短,二回路冷却剂温度变化越小,越不容易发生熔盐凝固现象。 展开更多

关键词 最终热阱丧失 二回路流量丧失 安全分析

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基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析 被引量：2

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作者 王可 蔡杰进 +3 位作者 任志豪 朱元兵 王婷 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期581-587,共7页

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用G... CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR).结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的. 展开更多

关键词 全失流事故 系统程序GINKGO 子通道程序LINDEN MDNBR 抽样统计

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钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析 被引量：2

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作者 韦宏洋 丛腾龙 +3 位作者 田文喜 杨江 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2020-2025,共6页

钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST... 钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST,并对钠冷行波堆稳态进行计算,表明系统程序运行稳定可靠。采用TAST对失流事故和反应性引入事故进行计算,得到关键参数的瞬态变化,初步验证了钠冷行波堆在这两个事故工况下的安全性。 展开更多

关键词 钠冷行波堆 TP-1 失流事故 反应性引入事故

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