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在严重事故实验装置CODEX(COre Degradation EXperiment)中,利用电加热燃料棒束,并配合所选的实验条件和测量方法。模拟了VVER堆芯降质的早期阶段。实验中观察到一些特殊的现象,如骤冷时高温棒束氧化层的保护作用;氧化时碳化硼控制棒气体的释放;以及气溶胶释放与氧化过程间的关系。在相似的高温实验条件下,VVER燃料棒的性能和欧美设计的轻水堆燃料棒的性能没有显著差别,但是,此实验的侧重点是VVER燃料棒特殊的材料性质和模型的应用必须体现在广泛的数值模拟中。 相似文献
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选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故--直接注入(DVI)管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故--丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统(RNS)堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。 相似文献
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压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。 相似文献
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应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC(NuclearRegulatoryCommission)认证的“堆芯损伤评价导则(CDAG)”应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明,CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故(LOCA)堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性、推进现有核电厂建立严重事故管理导则具有重要的参考价值。 相似文献
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堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较. 相似文献
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核电厂发生堆芯熔毁严重事故后,堆芯熔融物可能熔穿反应堆压力容器壁面造成第二道屏障失效,此时可通过堆芯捕集器收集并冷却熔融物以防止事故进一步发展。为了探讨俄罗斯VVER(Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor)采用的坩埚式堆芯捕集器中熔融物的冷却过程,本文根据VVER堆芯捕集器设计资料推导参数,采用多物理场耦合软件COMSOL建立相应的计算模型,对堆芯捕集器中熔融池的流场、温度场和结壳情况进行了数值模拟研究。计算结果表明:在分层熔融池结构下,金属层会迅速凝固,含衰变热的氧化物层冷却十分缓慢。为了实现坩埚式堆芯捕集器设计功能,需要相关设备和支持辅助系统在很长时间内保持可运行性。 相似文献
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根据MELCOR程序对全厂断电诱发的严重事故下安全壳内各隔间的氢气浓度分布的计算结果,参考美国联邦法规关于氢气控制和风险分析的标准,分析安全壳内氢气的燃烧风险。结果表明:安全壳内平均氢气浓度不会导致整体性氢气燃烧,但存在局部燃烧的风险。通过CFD程序对氢气浓度较高的卸压箱隔间进行氢气释放和空间气体流动过程的模拟,得到更细致的卸压箱隔间内氢气浓度场分布,给出氢气聚集区域的准确位置,为采取严重事故缓解措施,设计氢复合器布置方案提供了参考依据。 相似文献
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严重事故发生时,堆芯变化对于跟踪事故进程、确定应急方案十分重要。宇宙射线μ子成像监测技术具有高穿透力、对高原子序数物质敏感等特点,已被证明适用于核材料的监测。图像重建算法是实现这一技术的关键难点之一,由于待测目标物体为高原子序数物质,通常会在其周围伴随着灰度值相近的点状噪声。本文为提高重建质量,便于严重事故期间应急人员实时监测堆芯变化,提出了在径迹重建算法的基础上使用巴特沃斯滤波技术消除点状干扰的重建方法,初步模拟实验结果表明,该方法可有效降低噪声,从而验证了该方法的有效性。 相似文献
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为满足核电厂全范围模拟机对严重事故过程仿真的需求,自主开发了严重事故仿真软件SimSA,能模拟从设计基准事故到严重事故的主要事故过程,并能准确给出相关进程的计算结果。SimSA包含3大主要模块:热工水力模块(Therm)、堆芯行为模块(Core)以及安全壳行为模块(Cont)。其中,Therm与Core两个模块的耦合过程中采用了SCDAP/RELAP5相似的基于过程机理的耦合方法。本文结合SimSA软件的具体情况介绍了这种耦合方法的实现过程,并采用耦合后的程序对大破口叠加安注失效及全厂断电叠加辅助给水丧失两个典型初因事故导致的严重事故序列进行了计算,将计算结果与相同初始条件下MAAP4的计算结果进行对比分析。结果表明,SimSA中采用的这种耦合方式是成功的。 相似文献
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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 总被引:2,自引:2,他引:0
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。 相似文献
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