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环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统棒状燃料相比,双包壳结构有效增加了燃料传热面积和减薄了芯块厚度,使其在事故工况下具有更好的安全性能。以秦山二期核电站作为参考电站,建立了装载环形燃料的核电站计算模型,研究在卡轴事故和弹棒事故下采用环形燃料的核电站的响应,并与相应工况下棒状燃料堆芯的计算结果比较。结果表明,与棒状燃料相比,核电站在采用环形燃料后安全裕度有明显的提高。 相似文献
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失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点.本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点.重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果.分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全. 相似文献
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简要介绍了大亚湾核电站换料堆芯的安全评价范围及安全评价所需检验的关键安全参数和准则,还给出用引进的法国INCORE程序包对大亚湾二号堆第二循环堆芯安全评价的结果。其评价内容和方法不仅适用于大亚湾核电站换料堆芯,而且对秦山600MW核电站及秦山300MW等核电站反应堆换料堆芯的安全评价也都具有借鉴作用。 相似文献
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大破口失水事故分析的目的是检验应急堆芯冷却系统在该事故条件下是否具有保证燃料元件完整性的能力。在事故期间,由于燃料元件的完整性与安全壳压力密切相关,当安全壳内的压力比较高时,燃料元件的完整性比较容易保证;当安全壳内的压力比较低时,燃料元件比较容易损坏。在相同的应急堆芯冷却系统条件下,采用不同的安全完模型可能会得到不同的堆芯燃料元件的峰值包壳温度。比较保守的大破口失水事故分析方法一般都假定在事故期间的安全完压力为认0.1MPa,这种假定从设计上有利于保证堆芯燃料元件的完整性,但是不利于提高核电厂的经济性。根据美国联邦法规SECY一83—472(最佳估算 部分保守)方法,建立一种现实的和相对保守的安全完模型与大破口失水事故程序进行堆芯热工水力特性和安全完压力耕合计算,在保证堆芯安全性的同时可提高核电厂的经济性,克服由人工输入安全完压力进行大破口失水事故计算带来的不确定性是本文的目的。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2018,(0)
正为满足环形燃料堆芯物理性能研究的计算需求,压水堆燃料管理程序包CMS新增了环形燃料计算模块,由于目前没有任何有关环形燃料工程应用,其计算的准确性无法通过实验数据来验证,因此采用蒙特卡罗计算程序MVP-BURN为基准程序对环形燃料进行验证。程序验证主要分为两部分:第1部分以秦山二期反应堆为例,通过对比其燃料元件、组件的计算结果,获取CMS与 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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对秦山三期CANDU6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则.对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了分析计算;并结合首次大修对大修期间低水位工况下停堆冷却泵连续运行、失去四级电源、临时盖板的使用等问题进行了分析,提出了具体建议. 相似文献
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事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故(LBLOCA)设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO2-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。 相似文献
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中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探 总被引:1,自引:0,他引:1
CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10~15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。 相似文献
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主蒸汽管道破裂事故的安全评价 总被引:1,自引:0,他引:1
在进行核电站反应堆的换料设计时,需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析,采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例,给出了主蒸汽管道破裂事故安全评价所采用的关键参数检验方法及其计算结果与分析。 相似文献
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破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。 相似文献
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利用美国核管制委员会(US NRC)堆芯三维中子动力学软件PARCS、热工水力软件TRACE、辅助建模软件SNAP以及具有国内自主知识产权的压水堆燃料组件计算软件RONBIN,建立了秦山二期两环路压水堆物理模型和热工水力系统模型,进行弹棒事故模拟计算,得出合理的计算结果。AFA 3G燃料组件的两维中子输运计算由ROBIN程序完成,生成的宏观中子截面参数被传递给PARCS程序作为输入。然后由PARCS程序进行堆芯三维弹棒模拟计算,得到事故过程中的核功率变化趋势。最后将反应堆功率瞬态数据输入TRACE热工水力系统模型计算系统压力响应以及燃料包壳和芯块温度。本文通过使用与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在弹棒事故下的安全性。 相似文献
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依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。 相似文献
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