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固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨 被引量:10
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作者 焦小伟 王凯 +1 位作者 何兆忠 陈堃 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期77-83,共7页
利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否... 利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。 展开更多
关键词 固态熔盐堆 全厂断电atws 非能动余热排出系统 RELAP5/MOD4.0
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ATWS事故应对要求及在研究堆中的应用研究 被引量:3
2
作者 张丹 冉旭 +3 位作者 吴鹏 喻娜 关仲华 陈宏霞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期640-647,共8页
ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形成一套完整的方法,而对于高功率研究堆,由于结构及特性与普通压水堆的差异,其ATWS事故要求也有所差异。... ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形成一套完整的方法,而对于高功率研究堆,由于结构及特性与普通压水堆的差异,其ATWS事故要求也有所差异。本文回顾了ATWS事故的演变历程,分析了压水堆相关的标准规范,针对高功率研究堆,提出了ATWS事故分析的一般要求,对相关堆型安全分析工作的开展提供了条件。 展开更多
关键词 atws 设计要求 分析要求 研究堆
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中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析 被引量:1
3
作者 黄东兴 李吉根 浦胜娣 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第6期523-527,共5页
以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1.5s掉落)进行分析计算,找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速,确定了4m... 以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1.5s掉落)进行分析计算,找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速,确定了4mm/s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明,这种设置和棒速是合理的、安全的。 展开更多
关键词 中国先进研究堆 CARR 失控提棒事故 安全管理 事故缓解系统 atws事故
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CARR ATWS缓解系统设计
4
作者 张明葵 肖晨 +4 位作者 杨自觉 金华晋 曾海 徐启国 宋国良 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第S2期163-165,共3页
为保证事故工况下反应堆的安全,CARR除设置保护系统外,还设置了ATWS缓解系统。本文介绍了CARR ATWS缓解系统的功能与组成以及技术特点,系统采用数字化技术,并进行了试验验证,其可靠性达到了CARR工程应用的要求。
关键词 中国先进研究堆 atws缓解系统 数字化 设计
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模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究
5
作者 张丹 周科 +4 位作者 李峰 邱志方 邓坚 毕树茂 吴鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第4期665-670,共6页
未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的... 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。 展开更多
关键词 模块式小型压水堆 atws 初因事件
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AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故CMT注射分析 被引量:2
6
作者 廖亮 周全福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1462-1465,共4页
堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆... 堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行了计算分析,验证了美国西屋公司LOFT4AP2.0.1程序计算结果的正确性,并分析找出了CMT成功注入的根本原因。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 事故分析 AP1000 atws RELAP5
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小型模块化熔盐堆误提棒ATWS事故分析 被引量:1
7
作者 许田贵 邹杨 +2 位作者 徐博 朱贵凤 孙强 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期85-96,共12页
误提棒未能紧急停堆(Anticipated Transient Without Scram,ATWS)事故是熔盐堆的超设计基准事故之一,以125 MW液态熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program Thorium Salt Reactor)程序,针对误提... 误提棒未能紧急停堆(Anticipated Transient Without Scram,ATWS)事故是熔盐堆的超设计基准事故之一,以125 MW液态熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program Thorium Salt Reactor)程序,针对误提棒ATWS事故,选取三种停堆策略分析反应堆功率和熔盐温度等关键参数的变化。此外对反应性引入价值、提棒速度和温度系数等若干重要因素也开展了相应的敏感性分析。分析结果表明:维持一回路主泵运行、关闭二回路主泵和三回路风机的停堆策略是三种策略中堆芯熔盐温度最低的;在仅维持一回路主泵运行的情况下,温度极值与反应性引入价值、引入速率及温度反应性系数密切相关,温度峰值随反应性引入价值和提棒速度的增加而增大。 展开更多
关键词 熔盐堆 atws 安全分析 RELAP-TMSR
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用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究
8
作者 郑尧瑶 徐珍 柯晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期264-268,共5页
极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的... 极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。 展开更多
关键词 丧失主给水atws 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽 发生器传热
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Thermal behavior of the HTR-10 under combined PLOFC and ATWS condition initiated by unscrammed control rod withdrawal 被引量:5
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作者 Feng Gou Yuan Liu +1 位作者 Fu-Bing Chen Yu-Jie Dong 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2018年第9期130-138,共9页
Two tests initiated by unscrammed control rod withdrawal were performed on the High Temperature GasCooled Reactor-Test Module(HTR-10) in November 2003 after the reactor achieved its full power, and the test conditions... Two tests initiated by unscrammed control rod withdrawal were performed on the High Temperature GasCooled Reactor-Test Module(HTR-10) in November 2003 after the reactor achieved its full power, and the test conditions represented a typical transient scenario of modular high-temperature reactors(HTRs), called pressurized loss of forced cooling, and anticipated transient without scram.Based on the test parameters, the HTR-10 thermal behaviors under the test conditions were studied with the help of the system analysis code THERMIX. The combination of the test results and the investigation results makes the HTR-10 safety potential better understood. Key phenomena, such as the helium natural circulation and the temperature redistribution in the reactor, were revealed. As the safety feature of most significance, there is a large margin between the maximum fuel temperature and its safety limit in each test. Temperatures of thermocouples in different components were calculated by THERMIX and compared with the test values. The applicability of the code was verified by good agreement obtained from the comparison. 展开更多
关键词 HTR-10 Control ROD WITHDRAWAL atws THERMIX
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秦山核电厂ATWS及其处置研究
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作者 孙礼亚 濮继龙 林诚格 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期295-303,共9页
利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。
关键词 atws 核电站 事故 反应堆 处理
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有关ATWS功能执行的可靠性计算标准化研究
11
作者 李悠然 孙伟 +1 位作者 刘爱国 郭智武 《自动化仪表》 CAS 2015年第11期123-126,共4页
预期瞬态不停堆事故缓解(ATWS)系统是为了确保核电厂在紧急停堆保护发生故障的情况下,相关事故缓解措施能够有效执行的重要系统。因此,基于ATWS系统的功能执行开展相关的可靠性计算研究是十分必要的。以某工程技术方案为例,从ATWS系统... 预期瞬态不停堆事故缓解(ATWS)系统是为了确保核电厂在紧急停堆保护发生故障的情况下,相关事故缓解措施能够有效执行的重要系统。因此,基于ATWS系统的功能执行开展相关的可靠性计算研究是十分必要的。以某工程技术方案为例,从ATWS系统功能设计要求、信号逻辑处理以及系统结构组成等几个方面开展研究,基于对可靠性计算方案和相关失效数据的分析研究,得出可供参考的计算结果和分析建议,以期为可靠性计算在核电工程中的标准化研究应用提供一定的经验积累和数据参考。 展开更多
关键词 核电厂 atws 共模故障(CMF) 可靠性 建模计算 平均故障时间 功能失效
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广东核电站ATWS事故分析研究 被引量:1
12
作者 陈艳华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1995年第1期1-8,共8页
针对广东核电站给出了具有包络意义的三类ATWS分析结果,它们是:失去主给水ATWS(LOFW-ATWS)、失去非应急交流电源ATWS(LONEP-ATWS)、控制棒失控提升ATWS(UCRW-ATWS),并与广东最终... 针对广东核电站给出了具有包络意义的三类ATWS分析结果,它们是:失去主给水ATWS(LOFW-ATWS)、失去非应急交流电源ATWS(LONEP-ATWS)、控制棒失控提升ATWS(UCRW-ATWS),并与广东最终安全分析报告所提供的ATWS分析做了比较,最后对其中后果较为严重的LOFW-ATWS作了部分参数的敏感性分析,并对低于30%功率下的LOFW-ATWS作了讨论。 展开更多
关键词 核电站 atws 事故分析
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非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析
13
作者 徐珍 梁锋 徐军 《核安全》 2013年第1期47-50,共4页
在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该... 在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。 展开更多
关键词 非能动 atws 慢化剂温度系数 RCS压力
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AP1000多样化驱动系统在ATWS缓解中的作用 被引量:1
14
作者 李宗 《核电工程与技术》 2011年第4期26-31,共6页
AP1000采用多样化驱动系统DAS作为反应堆保护系统的后备,降低了ATWS事件的发生概率,缓解了事故后果。本文基于概率安全评价的结果对AP1000机组的ATWS事故后果作了介绍,并简要分析了多样化驱动系统在ATWS事故缓解中的作用,评述了通过... AP1000采用多样化驱动系统DAS作为反应堆保护系统的后备,降低了ATWS事件的发生概率,缓解了事故后果。本文基于概率安全评价的结果对AP1000机组的ATWS事故后果作了介绍,并简要分析了多样化驱动系统在ATWS事故缓解中的作用,评述了通过DAS实现停堆和ATWS缓解功能的过程。 展开更多
关键词 AP1000 多样化驱动系统 atws 堆芯损伤频率
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ATWS事故在秦山300MW核电机组全范围仿真机上的实现方法
15
作者 朱晓斌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期154-155,160,共3页
介绍了未能停堆的预期瞬态(ATWS)事故特征及其处理步骤,提出了在秦山核电站全范围仿真机上实现各类 ATWS 事故的完整方案,其多重组合方法使之能充分满足操纵员培训的需要。
关键词 核电机组 atws 事故 仿真机
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Investigation of Thermal Expansion Model for Evaluation of Core Support Plate Reactivity in ATWS Event
16
作者 Masutake Sotsu 《Journal of Energy and Power Engineering》 2020年第8期251-258,共8页
Thermal expansion behavior was investigated in detail for evaluation of the core support plate expansion reactivity in the ULOHS(Unprotected Loss of Heat Sink)reactor trip failure event.The core support plate expansio... Thermal expansion behavior was investigated in detail for evaluation of the core support plate expansion reactivity in the ULOHS(Unprotected Loss of Heat Sink)reactor trip failure event.The core support plate expansion reactivity plays an important role in the safety evaluation of the ULOHS event.In this paper,a possibility of mechanical restraint was investigated in thermal expansion of the core structure for the prototype FBR(Fast Breeder Reactor)Monju.The reactor core expansion was simulated in a three-dimensional FEA(Finite Element Analysis)model of the RV(Reactor Vessel)considering detailed temperature distribution of the sodium coolant based on the thermal-hydraulic analysis result of the whole core model.It was found that the thermal expansion of the core was not restrained in the ULOHS event,although part of the core structure is mechanically restrained. 展开更多
关键词 FBR Monju atws(Anticipated Transient without Scram) reactivity modeling
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稳压器卸压阀卸压效果研究 被引量:3
17
作者 纪段 曹学武 车济尧 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第z1期34-37,共4页
基于国际上模拟严重事故瞬态过程最详细的机理性程序SCDAP/RELAP5/MOD3.1,主要分析研究了核电站未紧急停堆的预期瞬变(ATWS)初因(失去主给水、失去厂外电和控制棒失控提升)叠加辅助给水失效导致的堆芯熔化严重事故进程,并验证阻止ATWS... 基于国际上模拟严重事故瞬态过程最详细的机理性程序SCDAP/RELAP5/MOD3.1,主要分析研究了核电站未紧急停堆的预期瞬变(ATWS)初因(失去主给水、失去厂外电和控制棒失控提升)叠加辅助给水失效导致的堆芯熔化严重事故进程,并验证阻止ATWS导致堆芯熔化进程的一次侧卸压缓解措施的充分性和有效性。计算分析结果显示,一列稳压器卸压阀不足以充分降低一回路压力,压力仍然停留在10MPa以上,存在很大高压熔堆的风险。增加一列卸压阀可把一回路压力降低到3MPa左右,安注系统得以投入,及时有效地阻止堆芯熔化进程,降低了高压熔堆风险。分析结果还显示高压安注系统的投入对一回路卸压具有重要影响。 展开更多
关键词 压水堆核电站 atws RCCA LOOP LOFW 严重事故 缓解措施 卸压
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LOFT L9-3 Experiment Simulation Using the SPACE Code
18
作者 Chang-Keun Yang Yo-Han Kim Sang-Jun Ha 《Journal of Energy and Power Engineering》 2014年第10期1695-1702,共8页
The KHNP (Korea Hydro & Nuclear Power Co.) has developed a multipurpose nuclear safety analysis code called SPACE (the safety and performance analysis code) for nuclear power plants. SPACE code is a best-estimate... The KHNP (Korea Hydro & Nuclear Power Co.) has developed a multipurpose nuclear safety analysis code called SPACE (the safety and performance analysis code) for nuclear power plants. SPACE code is a best-estimated two-phase three-field thermal-hydraulic analysis code used to analyze the safety and performance of pressurized water reactors. In this paper, LOFT (loss of fluid test) L9-3 experiment using the SPACE code was selected to confirm the capability of SPACE code and the results calculated by the SPACE code are compared with those measured through the experiment. The results were compared with the experimental data and those of the other code simulations. Throughout the simulation result, it was concluded that the SPACE code can effectively simulate LOFT L9-3 experiment. 展开更多
关键词 SPACE code LOFT L9-3 atws.
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基于CFD的棱柱型模块式高温气冷堆典型事故研究 被引量:1
19
作者 黄政 周喆 +2 位作者 王贺南 刘国明 陈巧艳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期2543-2553,共11页
为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型,包... 为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型,包括燃料和冷却剂通道、石墨慢化剂、侧反射层以及压力容器;非能动余热排出系统采用对流边界条件简化模拟。采用C++编写点堆模块求解中子动力学,并通过动态链接库(DLL)与COMSOL实现耦合。首先计算了正常运行工况下的稳定状态;然后以该结果作为初始条件,选取3个典型事故瞬态工况开展了数值模拟,包括未失压丧失强迫流动冷却(PLOFC)事故、未失压丧失强迫流动冷却且未能停堆(PLOFC+ATWS)事故以及反应性引入且未能停堆(RIA+ATWS)事故;最后针对压力容器壁与非能动余热排出系统的辐射发射率开展了敏感性分析。计算结果表明:在本文分析的事故条件下,燃料最高温度均低于安全限值(1 620℃)且具有较大的裕量,因此均能保证堆芯燃料结构的完整性。对于PLOFC事故,提高非能动余热排出系统的换热能力能显著缓解事故后果,但对于ATWS类事故影响趋势则正好相反,需进一步开展综合分析和模型验证。 展开更多
关键词 高温气冷堆 COMSOL 棱柱型燃料组件 丧失强迫冷却 atws
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AP1000的多样性驱动系统(DAS)分析 被引量:6
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作者 俞金波 《黑龙江科技信息》 2008年第33期53-54,共2页
AP1000是我国正在引进的美国西屋第三代核电技术,主要分析AP1000的DAS系统(多样性驱动系统)的设计思想,描述了DAS系统的结构和功能,同时与传统ATWS缓解系统进行了比较分析。
关键词 多样性 共模故障 atws
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