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大破口失水事故的DRM分析方法介绍 总被引:2,自引:1,他引:1
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。 相似文献
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介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中,为了定义失水事故(LOCA)包络线和检查安全裕量,运用此方法进行了计算分析。结果表明,大亚湾核电站采用18个月换料之后,在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。 相似文献
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先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。 相似文献
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与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程:SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO2的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO2的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO2线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO2线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。 相似文献
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BINELOCA程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上,针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题,采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质参数计算公式改编而成的大破口失水事故分析程序。通过对广东岭澳核电站大破口失水事故的计算表明,BINELOCA程序计算的结果与法国计算的结果是一致的。 相似文献
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压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。 相似文献
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小破口失水事故研究综述 总被引:2,自引:0,他引:2
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。 相似文献
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大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析 总被引:1,自引:0,他引:1
大亚湾核电站18个月换料的设计中,堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高,通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证,得出了在18个月换料运行方式下,堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的结论。在此基础上重新建立了LOCA包络限制线。 相似文献
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上空腔小破口失水事故模拟实验 总被引:4,自引:3,他引:1
文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。 相似文献
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基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。 相似文献
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在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上,确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5/MOD3.3流动传热模型:临界热流密度模型、膜态沸腾传热模型和临界流模型。通过文献调研获得了对应流动传热模型的实验数据。将模型计算值和实验数据进行对比,对这3个模型的不确定性进行评价,并应用正交序列法得到模型不确定范围和概率分布。最后将概率评价结果应用于LOFT LP-02-6大破口失水事故的不确定性分析中,分析结果表明,对RELAP5流动传热模型的概率评价合理。 相似文献
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