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小破口失水事故研究综述 总被引:2,自引:0,他引:2
对小破口失水事故(SBLOCA)及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响,对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳,给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备,对小破口失水事故的研究进行了总结。 相似文献
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基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。 相似文献
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计算了西安脉冲堆发生失水事故后,堆芯发射的γ射拇因失去堆水池屏蔽层,直接穿透空气被顶部天花板反散射后在堆水澉平台产生的辐射剂量率。计算结果与TRIGA-2堆结果相符合,是确定事故后工作人员在平台可停留时间的基础,同时为适当地制定事故处理措施提供了参考。 相似文献
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由于西安脉冲堆的特点,致使国际上通用的瞬时堆芯裸露模型不能使用。中国核动力研究设计院建立了反映西安脉冲堆失水事故机理和过程的真实真芯裸露模型,开发了相应的计算机程序,用于分析和评价西安脉冲堆的安全特性。分析结果表明,真实堆芯裸露模型具有广泛的实用性,可用于计算全部侧面破口和底部破口的失水事故。在破口直径相同的条件下,西安脉冲堆侧面破口失水事故后果比底部破口失水事故严重。在目前的设计条件下,即使发生失水事故,西安脉冲堆也能满足安全准则的要求。 相似文献
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骆邦其 《核工程研究与设计》1996,(17):11-14
大破口失水事故时,安注系统从冷段注入的大量冷却剂从压力索和吊篮之间的环形通道经破口流入安全壳,只有少量的冷却剂注入堆芯。如果把安注5系统同时安装在冷段和热段同时进行安注,热段上的安注系统注入的冷却剂带走了上腔室的上腔室和堆芯内的热量,使上腔室的压力低于下腔朋冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。 相似文献
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超临界水冷堆燃料验证实验(SCWR-FQT)将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示:实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。 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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反应堆冷却剂部分丧失时燃料包壳完整性分析方法 总被引:1,自引:1,他引:0
本文介绍了冷却剂部分丧失时压水堆燃料包壳完整性分析方法,提出了关于包壳腐蚀与吸氢、包壳强度、包壳瞬时坍塌与蠕变坍塌的判定准则与分析模型,并给出了后两个分析模型的验证结果。 相似文献