搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 严重事故”相关记录32条 . 查询时间(0.06 秒)
2023年核动力厂严重事故管理研讨会圆满召开（图）
2023年 核动力厂 严重事故 管理研讨会
2023/9/28
2023年9月21日至22日，由中国核能行业协会主办，中国核动力研究设计院承办的2023年核动力厂严重事故管理研讨会在成都顺利召开。
探寻严重事故的本质——我国反应堆堆芯熔融研究取得重大突破（图）
反应堆 堆芯熔融 研究 突破
2020/12/21
2020年12月16日，经专家现场见证和审查，由上海核工程研究设计院有限公司、中核北方核燃料元件有限公司、中国科学院金属研究所共同开展的百公斤级反应堆原型材料熔融及反应试验完成试验装置研制及首炉超高温熔融物试验。
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象，基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场，然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析，求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变，并评估了RPV的蠕变失效风险。结...
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
2020/10/20
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
利用中国原子能科学研究院开发的CABSA程序气溶胶再悬浮模块中的ECART模型，对STORM项目的SR11试验进行计算，分析了核电厂严重事故下的气溶胶再悬浮特性。结果表明：气溶胶所受各种力均随直径的增大而增大，其中使气溶胶悬浮的拖曳力和爆发力比使气溶胶附着在结构表面的黏着力和重力增长更快；直径大的气溶胶悬浮率更大；结构表面流体速度能够影响拖曳力和爆发力，速度增大会提高拖曳力和爆发力，最终导致悬浮率...
动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究
动态可靠性 严重事故分析 概率安全评价
2020/7/20
动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析，最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂...
2020年核电厂严重事故管理 同行评估培训研讨会顺利召开（图）
2020年 核电厂 事故管理 研讨会
2020/7/9
为推动核电厂严重事故管理领域经验交流与分享，提高核电厂严重事故管理水平，7月7日中国核能行业协会举办了2020年核电厂严重事故管理同行评估培训研讨会。国家核安全局副局长、核电安全监管司司长汤搏和协会专家委常务副主任赵成昆出席会议，国家核安全局核电安全监管司、生态环境部核与辐射安全中心、核电工程设计运行研究院所、清华大学、上海交通大学以及国内所有运行核电基地等单位的专家和代表共130余人（视频会议同...
出口集管LLOCA始发严重事故分析
严重事故 出口集管 大破口失水事故 慢化剂注水
2010/8/31
采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故（LLOCA），同时叠加低压安注失效，辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭，使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效，慢化剂系统逐渐被加热，最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效...
DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析
直接注入管线破裂 严重事故 IVR
2010/8/20
本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故，分析堆芯熔融物压力容器内保持（IVR）策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域的热流密度。研究表明，该事故序列下未发生下封头蠕变失效，区域4有最早发生蠕变失效的可能性。
在核电厂设计早期，安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比，在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长，现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策，需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下，在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进，可推...
文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系，介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法，通过PSA分析，发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节，提出相应的改进措施，并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究，说明了PSA在严重事故研究中的应用。
核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析
压水堆核电厂 全厂断电事故 卸压 氢气产生率
2010/4/8
研究了1 000 MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明，开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1） 堆芯温度1 500～2 100 K；2） 堆芯温度2 500～2 800 K；3） 从形成由硬壳包容的熔融池（2 800 K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多，氢气产生率的增大越明显...
中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价
堆芯损伤评价 重事故 MELCOR程序 冷却剂丧失事故
2010/3/18
应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析，研究了由西屋公司制定、经美国NRC（Nuclear Regulatory Commission）认证的“堆芯损伤评价导则（CDAG）”应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明，CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故（LOCA）堆芯损伤状况和损伤程度，对进一步研究和验...
CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究
CANDU堆 严重事故 全厂断电 事故进程
2010/3/14
采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析，得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时，对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对，两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。