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秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究
被引量：
4
1
作者
许以全
车济尧
+1 位作者
苏云
曹学武
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2004年第6期546-549,共4页
采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行...
采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。
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关键词
秦山一期核电站
小破口冷却剂流失
严重事故管理
缓解措施
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职称材料
大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究
被引量：
1
2
作者
石兴伟
兰兵
+2 位作者
靖剑平
毕金生
张春明
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2017年第2期250-256,共7页
应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表...
应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。
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关键词
MELCOR2.1
严重事故
小破口
大功率非能动压水堆
堆芯熔毁
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职称材料
严重事故专用卸压阀排放能力需求
3
作者
武铃珺
邓坚
+3 位作者
张航
王小吉
刘丽莉
青涛
《强激光与粒子束》
CAS
CSCD
北大核心
2021年第7期131-136,共6页
二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经...
二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。
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关键词
高压熔堆
熔融物喷射
反应堆冷却剂系统卸压
严重事故卸压阀
高温流体
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职称材料
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。
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关键词
CARE2
秦山核电厂
堆芯熔化
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职称材料
题名
秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究
被引量：
4
1
作者
许以全
车济尧
苏云
曹学武
机构
上海交通大学机械与动力工程学院核科学与系统工程系
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2004年第6期546-549,共4页
文摘
采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。
关键词
秦山一期核电站
小破口冷却剂流失
严重事故管理
缓解措施
Keywords
core meltdown
Loss of coolant accidents
Nuclear power plants
Nuclear reactor simulators
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究
被引量：
1
2
作者
石兴伟
兰兵
靖剑平
毕金生
张春明
机构
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2017年第2期250-256,共7页
基金
国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001)
国家科技重大专项项目(2015ZX060002007)
文摘
应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。
关键词
MELCOR2.1
严重事故
小破口
大功率非能动压水堆
堆芯熔毁
Keywords
MELCOR 2.1
Severe accident
Small break
Large power passive PWR
core meltdown
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
严重事故专用卸压阀排放能力需求
3
作者
武铃珺
邓坚
张航
王小吉
刘丽莉
青涛
机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《强激光与粒子束》
CAS
CSCD
北大核心
2021年第7期131-136,共6页
文摘
二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。
关键词
高压熔堆
熔融物喷射
反应堆冷却剂系统卸压
严重事故卸压阀
高温流体
Keywords
high pressure
core
-
meltdown
melt ejection
reactor coolant system depressurization
severe accident depressurization valves
high temperature liquid
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
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
陈林林
孙雪霆
魏严凇
机构
中国原子能科学研究院
出处
《应用能源技术》
2017年第5期52-54,共3页
文摘
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。
关键词
CARE2
秦山核电厂
堆芯熔化
Keywords
ICARE2 code
Qinshan nuclear power plant
core meltdown
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究
许以全
车济尧
苏云
曹学武
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2004
4
下载PDF
职称材料
2
大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究
石兴伟
兰兵
靖剑平
毕金生
张春明
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2017
1
下载PDF
职称材料
3
严重事故专用卸压阀排放能力需求
武铃珺
邓坚
张航
王小吉
刘丽莉
青涛
《强激光与粒子束》
CAS
CSCD
北大核心
2021
0
下载PDF
职称材料
4
用ICARE2分析秦山二期核电厂堆芯熔化行为
肖增光
史晓磊
陈林林
孙雪霆
魏严凇
《应用能源技术》
2017
0
下载PDF
职称材料
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