共查询到20条相似文献,搜索用时 31 毫秒
1.
【英国《国际核工程》1988年7月号第46页报道】本文提要:在事故后约十年的今天,对三里岛2号堆(TMI-2)堆芯材料进行分析仍能为我们提供极有价值的信息。经济合作与发展组织核能机构(OECD-NEA)的TMI-2计划包括堆芯样品在七个国家(和美国)实验室进行的分析,和一个按照国际问题传统解决办法进行的多国分析 相似文献
2.
3.
熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计模型为参考,系统研究了套管破裂、石墨构件移动、石墨破损、燃料盐浸渗度等因素对堆芯反应性的影响。结果表明:对于堆芯套管破裂,堆芯引入正反应性,破裂位置离堆芯中心越近,引入的反应性越大;对于石墨构件移动,随着扇形石墨构件向外移动,堆芯反应性增加;对于堆芯石墨破损,破损发生后,原燃料盐流道被石墨堵住时,则堆芯反应性减小;对于堆芯石墨破损,破损发生后,新燃料盐流道形成时,当石墨破损半径较小时,堆芯反应性会增加,当石墨破损半径较大时,堆芯反应性会减小。对于堆芯石墨发生燃料盐浸渗,堆芯反应性增加,且燃料盐渗入量越大,反应性变化越大。本研究为2 MW TMSR-LF1安全分析提供参考依据。 相似文献
4.
使用FLUENT计算流体程序数值模拟了AP1000在严重事故条件下的堆芯升温过程,目的是对堆芯裸露后并在其显著熔化前对堆芯升温的均匀程度进行比一体化事故程序MAAP更为详尽的研究,进行围筒和吊篮温度分析,同时评估MAAP程序堆芯升温计算结果。分析结果表明:在堆芯显著熔化时刻,堆芯围筒和吊篮已熔化,因此熔融堆芯将从侧面迁移进入下封头,同时对比证明MAAP程序关于堆芯升温的计算结果也是可接受的。 相似文献
5.
本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例,运用事件树分析技术,对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列,确定了堆芯熔化数学模型,并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析,提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。 相似文献
6.
7.
三、堆芯严重事故分析程序堆芯严重事故(Severe Accident,以下简称SA)是指反应堆堆芯遭到严重破坏甚至熔化的事故。在核电站设计、安全审批和运行中至今只考虑设计基准事故(Design Rase Accident,简称DBA),即认为堆芯不遭到严重破坏,能保持住可冷却的几何形状。NRC最近提供了三里岛核电站二号堆堆芯的电视录象和分析,堆芯上半部已经坍塌(占全部体积26%),形成一个大空穴,锆和不锈钢熔化,锆包壳与UO_2 相似文献
8.
9.
10.
11.
12.
使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。 相似文献
13.
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
14.
15.
16.
严重事故下,由于堆芯冷却剂丧失引起的堆芯裸露、过热和熔化过程对后期安全壳完整性、裂变产物行为等具有重要影响。法国辐射防护与核安全研究所主导的PHEBUS-FP研究项目旨在研究轻水堆严重事故下堆芯降级过程以及裂变产物行为。本文使用ATHLET-CD程序对PHEBUS-FP中的FPT0、FPT1和FPT2进行建模计算,主要分析堆芯过热,包壳氧化,堆内材料熔化、迁移及再定位过程。计算结果表明:不同蒸汽流量、不同加热功率将导致不同堆芯降级进程,在趋势上计算值与实验值吻合;模型的限制导致了部分计算值的偏差,本文讨论了包壳氧化与燃料再定位现象中的模型参数。 相似文献
17.
18.
【英国《国际核工程》1999年10月号第33页报道】1999年7月6日,俄罗斯库尔恰托夫研究所成功地进行了最后一次大规模堆芯熔化实验,即Rasplav(俄语:意为熔化)项目。此Rasplav项目旨在研究高温时大量堆芯熔化物的行为。从反应堆容器中逸出这种熔化物可能被认为是最严重的核事故。库尔恰托夫研究所是世界上能进行这种实验的唯一的研究中心。该Rasplav项目是由经济合作与发展组织(OECD)核能机构设立和资助的。通过外部冷却阻止轻水反应堆容器严重事故扩大的概念已被人们认可。这种概念已引起人们很大的关注,因为它可避免严重事故在容器外扩大和… 相似文献
19.
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