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辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究 总被引:1,自引:1,他引:0
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。 相似文献
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全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。 相似文献
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采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2,建立美国Surry-2核电站的详细计算模型,对完全丧失给水(TLFW)引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程,为二级概率安全评价提供可信的初始条件,计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效,并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明,由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆;反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部,而是在其侧面;通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。 相似文献
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全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。 相似文献
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Faramarz Yousefpour Seyed Mohsen Hoseyni Seyed Mojtaba Hoseyni Seyed Ali Hashemi Olia Kaveh Karimi 《核技术(英文版)》2017,28(8)
The Level-2 probabilistic safety assessment (PSA) of pressurized water reactors studies the possibility of creep rupture for major reactor coolant system components during the course of high pressure severe accident sequences.The present paper covers this technical issue and tries to quantify its associated phenomenological uncertainties for the development of Level-2 PSA.A framework is proposed for the formal quantification of uncertainties in the Level-2 PSA model of a PWR type nuclear power plant using an integrated deterministic and PSA approach.This is demonstrated for estimation of creep rupture failure probability in station blackout severe accident of a 2-loop PWR,which is the representative case for high pressure sequences.MELCOR 1.8.6 code is employed here as the deterministic tool for the assessment of physical phenomena in the course of accident.In addition,a MATLAB code is developed for quantification of the probabilistic part by treating the uncertainties through separation of aleatory and epistemic sources of uncertainty.The probability for steam generator tube creep rupture is estimated at 0.17. 相似文献
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AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析 总被引:2,自引:2,他引:0
使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。 相似文献
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