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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。 相似文献
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依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。 相似文献
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利用MELCOR程序模拟大型先进非能动压水堆一回路系统热段中破口失水始发严重事故工况,探究安全壳晚期失效裂变产物的释放行为并进行敏感性分析。结果表明,当安全壳破裂后,94.51%的惰性气体快速从破口释放到环境中,一回路中原先积聚的CsI在余热作用下发生了再次气化,进入安全壳和环境中的份额仅为5.02%和1.45%。热段破口尺寸对裂变产物在一回路和环境中的释放份额影响较大,安全壳破口面积对计算结果不敏感。 相似文献
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非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。 相似文献
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应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自动卸压系统(ADS1~4)的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。 相似文献
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为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估.而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件.本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项.对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与APl000的设备鉴定源项进行了对比分析.本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义. 相似文献
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大功率先进压水堆IVR有效性评价分析 总被引:5,自引:0,他引:5
熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是核电厂重要的严重事故预防和缓解措施。目前IVR有效性的评价方法主要基于集总参数模型对下封头熔池的换热分析。通过计算大功率压水堆在典型严重事故序列中的堆芯熔化过程并参考相关法规,确定IVR-ERVC评价所需的输入参数概率密度函数,然后使用集总参数程序抽样计算以评价大功率堆IVR-ERVC有效性。结果表明:根据目前参数设计,大功率先进压水堆的IVR-ERVC有效性超过98%;最后分析各种不确定参数对IVR-ERVC有效性的影响程度并对堆内构件的设计提出建议。 相似文献
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先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析 总被引:1,自引:0,他引:1
采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。 相似文献
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针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-LOCA)、中破口失水事故(MB-LOCA)、小破口失水事故(SB-LOCA)、全厂断电事故(SBO)、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)进行事故进程计算以及氢气源项分析。相对于其他事故序列,LB-LOCA下堆芯快速熔化,锆-水反应产生氢气的速率快,可以作为安全壳内氢气风险控制有效性分析的代表性事故序列。分析表明,严重事故情况下在安全壳中安装一定数量的非能动氢气复合器(PARs)能够有效去除安全壳中的氢气,消除氢气燃烧或爆炸的风险,保持安全壳的完整性。 相似文献
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压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损监测和破裂事故 总被引:1,自引:1,他引:0
文中指出,蒸汽发生器排污取样分析及主蒸汽管道外~(16)N 监测是蒸汽发生器传热管破损监测的主要手段。文中还介绍了发生传热管破损后的事故过程及其处理措施。最后对传热管破损事故的审批办法作了介绍. 相似文献