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应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究 总被引:1,自引:0,他引:1
应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评价秦山二期无缓解措施的大破口严重事故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具有重要参考意义。 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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SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较 总被引:2,自引:0,他引:2
SCDAP/RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序.它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测.并对比分析了这2个严重事故分析程序的优点及相应的计算结果. 相似文献
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蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。 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。应用已用工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装转方案评介,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SEDRION/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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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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事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。 相似文献
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为了满足华龙一号(HPR1000)事故条件下的应急响应,需要开发一套应急工况评价系统,用于基于征兆的堆芯损伤评价和释放源项估算。本文给出了华龙一号应急工况评价系统(ECAS-HPR1000)的总体设计,包括软件框架、评价模块、平台和接口开发等,该系统采用跨平台的JAVA语言开发,以MySQL数据库作为数据存储,支持Windows和Linux操作系统。该系统包括五个子系统,分别是基础数据采集和管理子系统、堆芯损伤评价子系统、释放源项计算子系统、评价结果展示子系统和用户权限管理子系统。该系统可以基于实时工况数据,评价堆芯损伤状态和程度,并计算出堆芯释放到一回路、安全壳和环境的放射性核素的量,并考虑了华龙一号双层安全壳对计算结果的影响。 相似文献
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堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行了计算分析,验证了美国西屋公司LOFT4AP2.0.1程序计算结果的正确性,并分析找出了CMT成功注入的根本原因。 相似文献
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参考ASME标准,结合国内部分核电厂在管道振动测量和评价方面的实践经验,以秦山第二核电厂某工艺系统部分管段为研究对象,对管道振动的测量方法、数据处理、评价标准以及评价方法等方面进行了初步分析与探索。 相似文献
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极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。 相似文献
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为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。 相似文献
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在中核核电运行管理有限公司秦山第三核电厂(简称秦山三核)调节棒组件变更设计的物理分析中,用于堆芯计算程序RFSP-IST的钴调节棒增量截面由DRAGON产生,它的方法模型与秦山三核安全分析报告RFSAR(2007版)所采用的超栅元计算程序MULTICELL不完全相同,因此有必要对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。基于秦山三核1、2号机组的相关历史运行数据,采用95/95单边上限不确定性分析方法,对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。数值计算结果表明,调节棒组件变更设计及超栅元增量截面计算程序变更未对RFSP IST程序通量计算不确定性产生影响。 相似文献