共查询到16条相似文献,搜索用时 0 毫秒
1.
安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析 总被引:2,自引:0,他引:2
基于18个月换料的堆芯设计,利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放(MEB)量。以此为边界条件,利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为,在假想的MSLB事故下,安全壳的完整性有保障。 相似文献
2.
秦山核电二期工程瞬态事故分析 总被引:2,自引:1,他引:1
介绍了秦山核电二期工程除失水事故以外的瞬态事故的分析方法,确认了包壳温度、燃料芯体温度、反应堆压力和DNBR等电厂关键参数没有超过限制值. 相似文献
3.
4.
5.
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
6.
秦山核电二期工程严重事故研究 总被引:1,自引:0,他引:1
依靠传统的保守设计、纵深防御原则以及三哩岛事故后电厂软硬件上的改进措施,秦山核电二期工程具有足够的对抗严重事故的能力.本文简要介绍了目前对严重事故的研究状况,并对今后严重事故管理工作提出了建议. 相似文献
7.
基于随机抽样的非参量敏感性统计分析方法是一种有效的敏感性分析方法,通过计算热工水力分析程序多个抽样输入参数与输出参数之间的相关系数来评价各输入参数对输出参数影响的重要程度。通过耦合DAKOTA和WCOBRA/TRAC程序,开发了基于抽样的适用于非能动核电厂大破口失水事故质能释放的敏感性分析方法,该方法可全面定量评估各敏感性参数对计算结果的影响。计算结果表明:堆芯初始功率、燃耗、衰变热、安注箱初始水温、初始水体积、安注箱管道阻力系数、堆芯补水箱初始水温、喷放系数及破口阻力系数对破口质能释放具有显著影响。该分析结果可为大破口失水事故质能释放分析现象识别和重要度排序表评级提供定量依据。 相似文献
8.
9.
10.
秦山核电二期工程超设计基准事故研究 总被引:1,自引:0,他引:1
简要介绍秦山核电二期工程最终安全分析报告第15章第9节关于超设计基准事故研究的内容,包括典型的几类超设计基准事故的定义、起因、分析方法及原则、事故处理规程及其放射性后果. 相似文献
11.
本文用PAREO程序计算秦山核电二期工程在一回路或二回路管道发生双端断裂的情况下,安全壳内的压力和温度瞬变过程,给出了事故情况下的最大压力和最高温度,为安全壳设计提供依据。 相似文献
12.
在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件.设计秦山一期核电站时,由于条件限制没有进行详细的水力学载荷分析;广东大亚湾核电站由于是全套引进,国内没有做这方面的工作.秦山核电二期工程是国内第一次在设计阶段进行详细的水力学载荷分析.本文从破口模型、计算机程序和分析方法等方面总结了秦山二期核电站在设计基准事故下的水力学载荷分析. 相似文献
13.
运用SNAMCAMC耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算,给出堆坑通道及小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明,耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具。 相似文献
14.
介绍了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算方法、程序和计算结果.该辐射源项用于确定核电站厂房、换料设备和设施屏蔽厚度及其辐射剂量场. 相似文献
15.
秦山核电二期工程反应堆吊篮结构的流致振动响应计算 总被引:1,自引:0,他引:1
采用实验与理论相结合的方法,计算吊篮在动水中随机响应.首先,利用15吊篮结构模型试验所获得的脉动压力功率谱,经归一化折算为原型堆的脉动压力功率谱,作为计算的输入载荷--力函数;其次,采用静水中吊篮结构振动特性计算所获得的特征值(频率,和特征向量,振型),得到结构的力-位移传递函数矩阵;最后,根据随机振动响应的计算方法,由力函数与传递函数矩阵算出吊篮的均方根位移. 相似文献
16.
失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。 相似文献