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严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明:大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段,分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气,其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段,氢气释放时间较早,氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险,满足相关法规标准的安全要求,确保安全壳的完整性。 相似文献
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主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。 相似文献
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严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压水堆安全壳进行系统建模,对安全壳内氢气点燃浓度限值进行了敏感性分析。分析结果表明:1)氢气可燃浓度限值设置越高,单次燃烧产生的压力峰值越明显,超过设定的可燃浓度限值,可能引起氢气爆燃和爆炸;2)氢气点燃一定程度上受其他不凝气体浓度影响,其中一氧化碳会加速氢气点燃,而二氧化碳和蒸汽的摩尔浓度增加则会稀释可燃气体。因此,氢气点燃受氢气点燃浓度限值影响较大,但安全壳内其他不凝气体组分的影响也不可忽略,应该及时做好安全壳内可燃气体的复合和稀释,有效消除可燃气体的潜在威胁。 相似文献
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在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。 相似文献
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利用RELAP5程序建立压力容器外部冷却（ERVC）系统模型,在水淹平衡条件下分析不同的安全壳内压力、冷却水过冷度、加热功率和水淹水位对系统两相自然流动能力的影响,找到各工况下的临界过冷度和不稳定性边界。结果表明：AP1000的ERVC系统设计具有很大裕量,仅依靠自然循环就可通过下封头对熔池进行有效冷却;安全壳内压力越高、冷却水过冷度越低、加热功率越大、水淹水位越高,两相自然循环流量越高。但当加热功率水平较低时,压力对临界过冷度影响不大;冷却水过冷度低于临界值时,会发生剧烈的倒流和流量震荡现象;当水淹水位低于5.5 m时,不能建立稳定的两相自然循环流动。 相似文献
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