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研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序.进行了主回路冷段5.0~25.0cm的中破口失水事故分析.采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。 相似文献
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采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成分层现象,且壁面附近氢气浓度较高;除了破口隔间在不足60 s的时间内出现FA(Flame Acceleration)准则数大于1的情况外,其他隔间或其他时间段内均没有出现FA准则数大于1的情况。所有隔间内的DDT(Deflagration to Detonation Transition)准则数均小于1,可以认为所研究的事故工况下,均不存在燃爆风险。全局可燃气体云团的体积大约占了安全壳自由容积的1/30,安全壳内不可能发生全局快燃风险。 相似文献
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陈巧艳 《核工程研究与设计》2004,(49):18-21
在主回路冷段破口等效直径15.24cm的中破口失水事故分析,同时采用了不使用蒸汽冷凝回流模型、增大安注流量不使用蒸汽冷凝回流模型和使用蒸汽冷凝回流模型三种分析方法.分析结果表明:使用蒸汽冷凝回流模型时,回流的冷却剂可以有效地带走裸露燃料元件的热量,抑制燃料包壳温度升高.不使用蒸汽冷凝回流模型和增加安注流量时,裸露燃料元件的热量不能被带走,燃料包壳温度会升高. 相似文献
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AP1000全失流事故DNBR计算分析 总被引:1,自引:1,他引:0
AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。 相似文献
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华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。 相似文献
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核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明:在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。 相似文献
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欧洲用户要求(EUR)提出的有限影响准则(CLI)常被用于针对严重事故的放射性释放验收标准,由于EUR并未公开关于CLI相关环境影响系数的确定方法,国内相关机构对其进行了尝试性研究,并给出了计算CLI相关系数的计算公式和计算结果。为了制定适合中国厂址的CLI,本文在国内相关研究成果的基础上,通过对CLI设计理念进行探讨,对CLI相关系数的确定方法进行了修正,并提出了一种新的确定CLI相关环境影响系数的方法,该方法确定的环境影响系数与EUR给出的相关系数相比具有一定的相似性,该方法可进一步推广至其他国内厂址,为制定适用于国内厂址的CLI提供参考。 相似文献
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