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在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积,模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为:压力p=0.7-2.2MPa,过冷度Δsub=50-120℃质量流速G=1750-2800kg/m^2.s,热流密度q=0.3-1MW/m^2。 相似文献
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上空腔小破口失水事故模拟实验 总被引:4,自引:3,他引:1
文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。 相似文献
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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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一、前言核电站的假想小破口失水事故是核电安全热工水力分析的一个重要方面,特别是在美国三里岛事故后,更加引起人们的重视。在国际原子能机构的组织下,作者根据匈牙利科学院提供的资料,使用核电安全分析 相似文献
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采用RELAP5/MOD3热工水力瞬态分析程序,对4×4燃料组件考验装置(以下简称考验装置)小破口失水事故进行了分析计算,预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为(选取当量直径为φ4mm小破口)。分析结果表明:在发生当量直径为φ4mm的小破口失水事故下,考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全,且不会危及高通量反应堆。 相似文献
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以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。 相似文献
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Antonio César Ferreira Guimarães Celso Marcelo Franklin Lapa Francisco Fernando Lamego Simões Filho Denise Cunha Cabral 《Annals of Nuclear Energy》2011
This article presents an uncertainty modeling study using a fuzzy approach applied to the Westinghouse advanced nuclear reactor. The AP1000 Westinghouse Nuclear Power Plant (NPP) is provided of passive safety systems, based on thermo physics phenomenon, that require no operating actions, soon after an incident has been detected. The use of advanced passive safety systems in NPP has limited operational experience. As it occurs in any reliability study, statistically non-significant events report introduces a significant uncertainty level about the failure rates and basic events probabilities used on the fault tree analysis (FTA). In order to model this uncertainty, a fuzzy approach was employed to reliability analysis of the AP1000 large break Loss of Coolant Accident (LOCA). The final results have revealed that the proposed approach may be successfully applied to modeling of uncertainties in safety studies. 相似文献
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根据压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,131I、134Cs、136Cs、137Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。 相似文献
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CHEN Haiying WANG Shaowei TIAN Xinlu WU Caixia XIONG Wenbin ZHANG Chunming 《原子能科学技术》1959,54(12):2418-2423
According to the mechanism of the generation and reduction of the nuclide in the process of migration and release from the core to the containment and the environment after the pressurized water reactor (PWR) loss of coolant accident (LOCA), the calculation model of radioactive source term for LOCA was established. The comparative analysis of model calculation results was carried out. Finally, the model was applied to the source term analysis for the third generation PWR LOCA. The results show that the relative deviation between the calculation results of the model and TACTⅢ code is within ±0.05%, and the relative deviation between the iodine calculation results of the model and TITAN5 code is within ±0.5%, so the model calculation is accurate. For various nuclear motor types of PWRs, the removal mechanism and removal rate of nuclide in the containment are different, resulting in different I and Cs radioactivity release curves. The cumulative radioactivity of 131I, 134Cs, 136Cs and 137Cs released into the environment within 30 d gradually increases. The established model is highly versatile, which is based on the complete nuclide decay chain, considering the contribution of the precursor nuclides decay to the daughter nuclides, and the effective removal process of elemental iodine by spraying or natural removal. 相似文献
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根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。 相似文献
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船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究 总被引:2,自引:2,他引:0
采用MELCOR程序,对船用堆破口叠加全船断电事故进行建模计算,并对事故进程和源项释放进行了研究。计算结果表明:若应急电源无法投入,最终将导致压力容器下封头失效和舱底失效;所研究事故的惰性气体、碘释放量均在80%以上,且释放的I主要以CsI形式存在,滞留量大,气载量小。事故进展快慢取决于破口当量尺寸,但氢气的产量与堆芯温度、堆芯残余水量相关,与破口当量尺寸无直接关系,堆舱内发生氢爆可能性不大。本文计算结果可为应急抢修和应急决策提供技术支持。 相似文献
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调查了河南煤化集团焦煤公司放射源的应用现状,分析了环境安全监管存在的问题。通过制定规范化安全监管制度,规范日常监督,对闲置废弃放射源实施安全处置,研制"放射源在线监控系统"对放射源进行24小时监控等措施,消除了辐射安全隐患,提高了焦煤公司放射源辐射安全监管的水平。 相似文献
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根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。 相似文献
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LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析 总被引:1,自引:1,他引:0
建立了冷却剂丧失事故(LOCA)源项与剂量分析模型,研究堆芯持续释放时间、喷淋作用、母核衰变对LOCA源项及放射性后果的影响。结果表明:堆芯瞬时释放情况下,释放到环境中的累积活度高于持续释放,尤其是短半衰期核素差异显著,如135Xem和138Xe。事故前期,喷淋对131~135I影响显著,碘向环境的释放量及剂量随喷淋去除常数的减小而增大。母核衰变对剂量结果影响很小。各种情况下,非居住区边界和规划限制区外边界剂量均满足接受准则的要求。考虑喷淋时效且堆芯释放按照时间无关过程(瞬时释放)来估计事故源项与辐射剂量具有保守性。 相似文献