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假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议 被引量：12
1
作者 姚彦贵 宁冬 +4 位作者 武志玮 曹明 谢永诚 贺寅彪 姚伟达 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期73-78,共6页
堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材... 堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 完整性 堆芯熔化 高温蠕变
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用分子动力学方法研究反应堆堆芯熔化机理
2
作者 陈硕 尚智 赵钧 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期50-53,共4页
用分子动力学方法数值模拟了反应堆发生堆芯熔化严重事故时,熔化后的熔融金属颗粒从燃料组件上脱落,并落到下管板上,随后继续变形和延展这一过程。通过对此过程物理机理的计算与描述,计算出液滴颗粒的形状及其变化过程,从而揭示、研究... 用分子动力学方法数值模拟了反应堆发生堆芯熔化严重事故时,熔化后的熔融金属颗粒从燃料组件上脱落,并落到下管板上,随后继续变形和延展这一过程。通过对此过程物理机理的计算与描述,计算出液滴颗粒的形状及其变化过程,从而揭示、研究堆芯融化严重事故下反应堆堆芯熔化后的力学机理。 展开更多
关键词 分子动力学 数值模拟 反应堆 严重事故 堆芯熔化
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对堆芯熔化条件下锆合金包壳腐蚀动力学有关问题的讨论 被引量：1
3
作者 张喜燕 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 1994年第2期14-18,共5页
针对在堆芯熔化条件下建立铝合金包壳腐蚀动力学模型时所涉及的有关问题和已有的模型进行了讨论和评述。
关键词 锆合金 堆芯熔化 氧化动力学 包壳
全文增补中
用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为
4
作者 肖增光 史晓磊 +2 位作者 陈林林 孙雪霆 魏严凇 《应用能源技术》 2017年第5期52-54,共3页
建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4 951 s时堆芯内的一个流道完全堵塞,计算结束时,约产生了66 000... 建立了秦山二期核电厂ICARE2程序堆芯计算模型,分析了小破口失水加全厂断电事故的堆芯熔化进程。计算结果表明,堆芯在3 923 s开始破坏,在4 284 s时发生移位并逐渐形成熔渣,4 951 s时堆芯内的一个流道完全堵塞,计算结束时,约产生了66 000 kg固态熔渣和9 000 kg液态熔渣。 展开更多
关键词 CARE2 秦山核电厂 堆芯熔化
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控制棒对防护堆芯熔化无效
5
作者 胡舜媛 《国外核新闻》 北大核心 1996年第4期13-13,共1页
【奥地利《旗帜报》1996年1月26日报道】 核电站反应堆堆芯发生熔化的几率比原先设想的要大。这是法国核安全防护研究所(IPSN)的科学家们在法国南部卡达拉希核研究中心菲布斯实验堆上研究严重核事故的伴生状况后所得出的结论。
关键词 堆芯熔化 实验堆 核电站反应堆 核事故 防护研究 科学家 几率比 核安全 奥地利 燃料元件
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原苏联切尔诺贝利事故前曾发生过堆芯熔化事故
6
作者 胡舜嫒 《国外核新闻》 北大核心 1992年第5期25-25,共1页
【德国《法兰克福汇报》1991年12月11日报道】人们曾一直认为,反应堆运行人员的操作错误是切尔诺贝利事故的主要原因。但是实际上,核电厂控制室的操作人员根本不可能对该事件的进程作出适当的反应。正如有关负责人当时所知道的那样。
关键词 切尔诺贝利事故 堆芯熔化事故 法兰克福汇报 反应堆运行人员 操作错误 苏联人 堆型 燃料元件 放射性微粒 反应堆堆芯
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EPR 堆芯熔化的环境保护
7
作者 R.Hock 赵宁 《辐射防护通讯》 1997年第5期55-59,共5页
ＥＰＲ堆芯熔化的环境保护Ｒ．Ｈｏｃｋ（西门子公司电力部）欧洲压水堆ＥＰＲ（ＥｕｒｏｐｅａｎＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ）是一种新型反应堆电站，由法国电力公司（ＥＤＦ）、法玛通（Ｆｒａｍａｔｏｍｅ）和... ＥＰＲ堆芯熔化的环境保护Ｒ．Ｈｏｃｋ（西门子公司电力部）欧洲压水堆ＥＰＲ（ＥｕｒｏｐｅａｎＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ）是一种新型反应堆电站，由法国电力公司（ＥＤＦ）、法玛通（Ｆｒａｍａｔｏｍｅ）和西门子（Ｓｉｅｍｅｎｓ）共同开发。... 展开更多
关键词 欧洲 环境保护 压水堆 堆芯熔化 事故处理
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库尔恰托夫研究所成功地进行最后一次大规模堆芯熔化实验
8
作者 微亮 《国外核新闻》 2000年第1期10-12,共3页
关键词 俄罗斯 库尔恰托夫研究所 反应堆 堆芯熔化实验 Rasplay项目
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AEN与俄罗斯合作完成了堆芯熔化首次试验
9
作者 卜灵 《国外核新闻》 1997年第3期27-27,共1页
关键词 堆芯熔化 AEN
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压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估 被引量：1
10
作者 吴攀 任彦昊 +1 位作者 单建强 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期156-161,共6页
在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间... 在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。 展开更多
关键词 失水事故 压力管式超临界水堆(PT-SCWR) 无堆芯熔化 辐射换热 二维导热
原文传递
严重事故下封头失效机理分析
11
作者 袁显宝 郭盼 张永红 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期412-420,共9页
严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研... 严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明,三类事故均造成压力容器失效,全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段,距离稳压器和压力容器较近,事故响应更快,比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20000 s;全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效;全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。 展开更多
关键词 严重事故 堆芯熔化 下封头失效 失效机制
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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 大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
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压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究 被引量：5
13
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2期189-193,共5页
采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2,建立美国Surry-2核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,为二级概率安全评价提供可信的初始条件,计算中考... 采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2,建立美国Surry-2核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,为二级概率安全评价提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明,由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆;反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部,而是在其侧面;通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。 展开更多
关键词 完全丧失给水 严重事故 堆芯熔化进程 蠕变破裂
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轻水堆严重事故及可能的缓解措施 被引量：10
14
作者 徐进良 薛大知 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期423-430,共8页
现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆来说是不能忽略的。近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，... 现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆来说是不能忽略的。近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，仍然能保证安全壳的完整性，而无需采取应急措施。这就要求对严重事故现象有足够的认识，以便对严重事故设置相应的缓解措施。本文简述了严重事故的物理现象、机理及可能的缓解策略，综述了这方面的研究进展。 展开更多
关键词 轻水堆 安全壳 高压堆芯熔化 事故处理
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高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析 被引量：2
15
作者 徐金良 张大发 张龙飞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第1期74-78,共5页
选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表... 选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表明,堆芯出口温度达到920 K时,采用卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化,维持堆芯长期处于稳定、安全状态。 展开更多
关键词 压水堆 严重事故 全厂断电 高压安全注射系统 堆芯熔化
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IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响 被引量：4
16
作者 杨晓 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期254-259,共6页
严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的... 严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 堆芯熔化 熔池分层结构 压力容器失效
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严重事故下反应堆压力容器材料高温蠕变研究进展 被引量：12
17
作者 武志玮 宁冬 姚伟达 《核安全》 2011年第2期20-24,79,共5页
介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器材料高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,并提出了目前存在的问题及未来的发展方向。
关键词 反应堆压力容器 堆芯熔化 高温蠕变
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核能和平利用的发展历程与前景展望 被引量：4
18
作者 欧阳予 《电气技术》 2009年第8期16-21,共6页
本文简叙了世界核电发展历程及当前动向;概述了对第三代核电机组与第二代核电机组在安全要求上的主要差别,第三代非能动安全的AP1000核电机组的主要优点,核能利用的前景展望,我国在核能利用方面已做的规划和已采取的措施。
关键词 核电机组 第二代 AP 核电 堆芯熔化 前景展望
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蒸汽发生器完全丧失给水引发的压水堆严重事故研究
19
作者 张龙飞 张大发 王少明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第2期122-127,共6页
采用严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了美国Surry核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行了研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,给二级PSA提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路... 采用严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了美国Surry核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行了研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,给二级PSA提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。 展开更多
关键词 完全丧失给水 严重事故 堆芯熔化进程 蠕变破裂
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压水堆严重事故下封头热斑计算
20
作者 周涛 王尧新 杨旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1214-1218,共5页
压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下... 压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下封头存在两处最薄弱的位置,分别为下封头正下方正对外部冷却水位置和氧化壳与压力容器交界处。特别是在氧化壳与压力容器交界处,由于多种原因导致临界热流密度发生,使得该处熔化严重。通过设置延伸小管和附加冷却水可延迟压力容器壁面熔穿的时间。 展开更多
关键词 堆芯熔化事故 下封头 热斑
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