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失水事故下锆合金包壳塑性变形及失效行为研究进展
1
作者 杨育峰 崔怡然 杨忠波 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期308-317,共10页
锆合金是目前轻水堆广泛使用的燃料元件包壳材料,失水事故(LOCA)下燃料包壳的性能是目前国内外科学家广泛关注的重点。随着更高的燃耗要求和国产锆合金的推广,国产锆合金在高燃耗下的LOCA中的塑性变形及失效性能成为当前重点关注的方向... 锆合金是目前轻水堆广泛使用的燃料元件包壳材料,失水事故(LOCA)下燃料包壳的性能是目前国内外科学家广泛关注的重点。随着更高的燃耗要求和国产锆合金的推广,国产锆合金在高燃耗下的LOCA中的塑性变形及失效性能成为当前重点关注的方向之一。本文归纳了近年来国内外对LOCA工况下锆合金塑性变形及失效行为的重要研究成果,总结了锆合金的氧化、氢化、脆化过程,及温度、应力、合金元素、预氧化、预氢化、淬火温度等因素对LOCA工况下锆合金塑性变形及失效的影响,讨论了塑性变形失效的微观机制,提出了后续进一步深入研究的方向。 展开更多
关键词 失水事故 燃料元件包壳 锆合金 塑性变形 二次氢化 氧化 淬火 微观分析
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BINELOCA 程序与广东岭澳核电站大破口失水事故分析 被引量：1
2
作者 骆邦其 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第1期20-28,共9页
ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上，针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题，采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质... ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上，针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题，采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质参数计算公式改编而成的大破口失水事故分析程序。通过对广东岭澳核电站大破口失水事故的计算表明，ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序计算的结果与法国计算的结果是一致的。 展开更多
关键词 BINEloca程序 核电站 大破口失水事故 反应堆
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核电厂失水事故大LOCA处理策略分析 被引量：1
3
作者 张志强 《科技风》 2018年第19期175-175,共1页
本文通过对失水事故LOCA的物理机制,大LOCA主要演变过程的的分析,结合大LOCA时的风险,对事故规程EOP体系中处理大LOCA的事故策略进行了分析。
关键词 失水事故 loca 事故规程处理策略
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650MW压水堆中破口失水事故事件序列分析
4
作者 于渭清 葛炼伟 《中国核电》 2024年第1期86-90,共5页
本文结合650 MW两环路压水堆核电厂发生中破口失水事故的特点、系统参数变化、事故进程以及运行人员的干预对事故发展的影响,运用PSA事件树分析方法对650 MW压水堆核电厂中破口失水事故事件序列进行分析和评价。通过建立事件树模型,计算... 本文结合650 MW两环路压水堆核电厂发生中破口失水事故的特点、系统参数变化、事故进程以及运行人员的干预对事故发展的影响,运用PSA事件树分析方法对650 MW压水堆核电厂中破口失水事故事件序列进行分析和评价。通过建立事件树模型,计算650 MW压水堆核电厂发生一回路中破口失水事故后堆芯损伤的概率,为评价电厂的安全运行提供指导性建议。 展开更多
关键词 中破口失水事故 概率安全评价 堆芯损伤 事件树分析
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上空腔小破口失水事故模拟实验 被引量：8
5
作者 博金海 姜胜耀 +3 位作者 姚梅生 佟允宪 张佑杰 吴少融 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期57-60,共4页
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%。
关键词 核供热 堆 失水 事故 小破口
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核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 被引量：12
6
作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第7期609-615,共7页
本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性... 本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级，非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6～10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。 展开更多
关键词 严重事故 大破口失水事故 裂变产物 源项
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1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析 被引量：10
7
作者 朱荣生 郑宝义 +2 位作者 袁寿其 付强 王秀礼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1202-1206,共5页
针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空... 针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明:事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113m降低到85m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。 展开更多
关键词 核主泵 失水事故 气液两相流
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AP1000冷管段小破口失水事故分析 被引量：13
8
作者 杨江 田文喜 +1 位作者 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期541-547,共7页
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000... 基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 小破口失水事故
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西安脉冲堆大破口失水事故分析 被引量：6
9
作者 陈立新 赵柱民 +3 位作者 袁建新 唐秀欢 朱养妮 温海兵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期678-682,共5页
分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明:在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。
关键词 脉冲堆 大破口失水事故 安全分析
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基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价 被引量：5
10
作者 孙大威 梅其良 +2 位作者 付亚茹 韩建春 张姗姗 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期103-108,共6页
本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作... 本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。 展开更多
关键词 可替代源项 失水事故 剂量后果
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船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析 被引量：6
11
作者 张彦招 张帆 +1 位作者 赵新文 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1565-1571,共7页
以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来... 以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。 展开更多
关键词 船用堆 大破口失水事故 裂变产物 源项
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压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究 被引量：7
12
作者 张龙飞 张大发 王少明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期560-564,共5页
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究... 采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明,压水堆发生大破口失水事故时,堆芯熔化进程较快,大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室,反应堆压力容器下封头失效较早,且主回路冷段破口比热段破口更为严重。 展开更多
关键词 大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
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船用堆大破口失水事故放射性后果分析 被引量：5
13
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 刘海鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期674-679,共6页
本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进... 本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。 展开更多
关键词 MELCOR 船用堆 大破口失水事故 放射性后果
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船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析 被引量：3
14
作者 谢海燕 蔡琦 +2 位作者 蒋卫民 张军 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期227-232,共6页
针对船用堆小破口失水事故处置复杂的特点,利用运行安全分析平台对事故进行了仿真研究,探讨了补水系统、危急冷却系统、二回路设备等对事故处置过程和后果的影响,为运行人员的处理和操作提供了参考,有助于失水事故应急处置规程的制定。
关键词 失水事故 影响因素 船用堆 运行安全分析
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利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果 被引量：4
15
作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期738-742,共5页
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导... 阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。 展开更多
关键词 可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果
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小破口失水事故研究综述 被引量：19
16
作者 博金海 王飞 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期172-179,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 反应堆 小破口失水事故 综述 SBloca
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余热排出泵小破口失水事故空化特性数值分析 被引量：4
17
作者 洪锋 袁建平 +2 位作者 张金凤 卢加兴 张云蕾 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期297-301,共5页
为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流模型,对余热排出泵高温高压环境下叶轮内空化流动进行全流道数值计算。根据计算结果获得了余热排出泵小... 为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流模型,对余热排出泵高温高压环境下叶轮内空化流动进行全流道数值计算。根据计算结果获得了余热排出泵小破口严重事故工况下扬程和效率的衰减曲线及空化发生的初始压力,捕捉到泵内空化的发生、发展过程。研究结果表明:当环境压力降低至大约1.15 MPa时,叶片吸力面进水边靠近前盖板处开始出现空泡,随着环境压力的降低,空泡分布区域及空泡体积分数不断扩大;当压力降低至1.143 MPa时,叶轮内部最大空泡体积分数达到50.17%,严重空化时,叶片工作面会有空泡聚集并造成叶轮流道严重堵塞致使泵扬程急剧下降。通过分析空化发生的状况得出空化发生的初始压力,为余热排出泵的设计提供一定的参考。 展开更多
关键词 余热排出泵 小破口失水事故 空化 叶轮 数值分析 压力 空泡
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AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究 被引量：4
18
作者 黄高峰 李京喜 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期371-374,共4页
建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄... 建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。 展开更多
关键词 AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
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压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究 被引量：4
19
作者 张龙飞 张大发 徐金良 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期108-111,共4页
以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压... 以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压安全注射对大破口失水事故的缓解情况。结果显示,高压安全注射的时机对大破口失水事故的进程有着重要的影响,较早阶段的注水能够有效阻止堆芯熔化,较晚阶段的注水会恶化事故进程,加速堆芯熔化。 展开更多
关键词 压水堆 严重事故管理 大破口失水事故 高压安全注射
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船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析 被引量：6
20
作者 王伟 陈力生 张帆 《辐射研究与辐射工艺学报》 CAS CSCD 2012年第2期87-92,共6页
建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷... 建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。 展开更多
关键词 小破口失水事故 热工水力 放射性源项 设计基准事故
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