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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。
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...
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...
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...
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。
严重事故下氢气控制系统的优化设计
优化设计 氢气控制系统 严重事故
2009/11/3
采用一体化严重事故仿真程序，对600MW核电厂严重事故下氢气控制系统进行功能分析及优化设计，并提出工程上可实施的氢气控制系统优化准则。结果表明：该氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%，满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则;改变非能动氢气复合器的布置方案，在有效缓解氢气风险的前提下，尽量降低复合器数量，优化结果为优化方案2优于优...
压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究
压水堆核电站 完全丧失给水
2008/9/2
采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2，建立美国Surry-2核电站的详细计算模型，对完全丧失给水（TLFW）引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程，为二级概率安全评价提供可信的初始条件，计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效，并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明，由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人...