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OECD/NEA ROSA Project Experiment on Steam Condensation in PWR Horizontal Legs during Large-Break LOCA 被引量:1
1
作者 Takeshi Takeda Iwao Ohtsu Hideo Nakamura 《Journal of Energy and Power Engineering》 2013年第6期1009-1022,共14页
Separate-effect experiment simulating steam direct-contact condensation on ECCS (emergency core cooling system) water in PWR (pressurized water reactor) cold legs during reflood phase of large-break LOCA (loss-of... Separate-effect experiment simulating steam direct-contact condensation on ECCS (emergency core cooling system) water in PWR (pressurized water reactor) cold legs during reflood phase of large-break LOCA (loss-of-coolant accident) was conducted in OECD/NEA ROSA Project using the LSTF (large scale test facility). A new test section was furnished in the downstream of the LSTF break unit horizontally attached to the cold leg. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Total steam condensation rate estimated from the difference between steam flow rates at the test section inlet and outlet was in proportion to the simulated ECCS water mass flux until the complete condensation of steam. Clear images of high-speed video camera were successfully obtained on droplet behaviors through the viewer of the test section, especially for annular mist flow. 展开更多
关键词 PWR steam condensation ECCS cold leg large-break loca reflood phase droplet.
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核电厂LOCA监测系统可靠性分析及其冗余系统的搭建
2
作者 刘阳 《电工技术》 2024年第13期196-198,共3页
LOCA监测系统是运行人员监测反应堆堆芯状态的重要系统,运行技术规范中要求LOCA处理部分故障时,机组要在6h内降功率到15%P_(n)以下,因此LOCA监测系统的可靠性影响机组的安全稳定运行。分析了当前各电厂中使用的LOCA监测系统的结构及其优... LOCA监测系统是运行人员监测反应堆堆芯状态的重要系统,运行技术规范中要求LOCA处理部分故障时,机组要在6h内降功率到15%P_(n)以下,因此LOCA监测系统的可靠性影响机组的安全稳定运行。分析了当前各电厂中使用的LOCA监测系统的结构及其优劣,提出通过冗余改造来提升系统的可靠性,同时分析了两种可行的冗余改造方案。 展开更多
关键词 loca监测系统 LSS 冗余改造PLC DCS
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CFETR氦冷偏滤器回路LOCA事故放射性释放分析
3
作者 胡泊 黄文玉 +5 位作者 周冰 王晓宇 王艳灵 卢勇 张龙 刘宽程 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期150-155,共6页
基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明:Ex-vesse... 基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明:Ex-vessel LOCA事故中氦气泄漏会导致管道所在房间压力小幅度上涨,氦气泄漏量低于安全限值;在In-vessel LOCA叠加Ex-vessel LOCA事故中,不考虑隔离阀时房间气体会向真空室倒流,使真空室泄漏量超过安全限值;在加入隔离阀后,真空室泄漏量与房间泄漏量均满足验收准则。同时基于计算结果,估计了事故工况下氚的泄漏量。结果验证了方案的安全性,并为后续设计工作提供了数据支持。 展开更多
关键词 CFETR 氦冷偏滤器 RELAP代码 Ex-vessel loca In-vessel loca
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基于模糊专家库的核电LOCA试验温度控制
4
作者 方刚 杨海马 +4 位作者 丁大民 刘瑾 张大伟 李筠 张向鸿 《控制工程》 CSCD 北大核心 2023年第11期2058-2065,共8页
冷却剂丧失事故(loss of coolant accident, LOCA)试验是模拟核电设备在运行中突然出现冷却剂丧失而导致仓内温度骤然升高的场景,检验核电站用电缆、传感器等设备性能的一种标准化测试流程。为解决流入LOCA试验仓内高温蒸汽的温度控制... 冷却剂丧失事故(loss of coolant accident, LOCA)试验是模拟核电设备在运行中突然出现冷却剂丧失而导致仓内温度骤然升高的场景,检验核电站用电缆、传感器等设备性能的一种标准化测试流程。为解决流入LOCA试验仓内高温蒸汽的温度控制具有非线性、迟滞大以及时变性的技术难题,使用Fluent软件模拟LOCA试验仓中的温度变化和蒸汽流场,并用MATLAB仿真对比模糊专家PID与经典PID的差异。以设计基准事故(design basis accident, DBA)鉴定曲线CPR1000和AP1000为标准,在现场进行了瞬态热冲击试验、喷淋降温试验和温度平衡试验。通过仿真和现场试验结果表明,采用模糊专家PID联合控制的温控系统比经典PID控制响应速度更快、鲁棒性更高、超调量更小,误差控制在±5℃以内,符合DBA曲线的温控要求,能够满足LOCA温控系统的自动化测试需要。 展开更多
关键词 loca FLUENT DBA鉴定曲线 模糊PID 专家控制 热冲击 温度控制
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LOCA泄压工况下氮气的迁移析出建模研究
5
作者 刘碧帆 黄广源 +4 位作者 吕欣 尹俊连 王德忠 赵剑刚 鄢梦琪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期1918-1927,共10页
失水事故(LOCA)会导致一回路压力快速降低,引起溶解氮过饱和而析出。为预防析出氮气积聚,影响反应堆安全,研究了氮气的迁移析出特性。本文针对氮气析出的具体过程,建立了氮气壁面析出模型,解释了析出源项的物理意义。对氮气的溶解平衡... 失水事故(LOCA)会导致一回路压力快速降低,引起溶解氮过饱和而析出。为预防析出氮气积聚,影响反应堆安全,研究了氮气的迁移析出特性。本文针对氮气析出的具体过程,建立了氮气壁面析出模型,解释了析出源项的物理意义。对氮气的溶解平衡、对流扩散、壁面析出、气泡上浮进行了数学建模,结合一维集总参数法对控制体进行质量守恒分析,获得了一维氮气质量守恒方程。基于MATLAB编写了一维集总参数氮气迁移析出求解程序,获得了小破口失水事故(SBLOCA)泄压工况下溶解氮浓度变化和含气率变化。研究结果表明,过饱和溶解氮在壁面析出氮气气泡,壁面析出对溶解氮浓度和含气率影响显著,本文提出的氮气迁移析出模型得到了SBLOCA泄压实验数据的验证,预测效果良好。 展开更多
关键词 loca 泄压工况 氮迁移 壁面析出 溶解氮浓度 含气率
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LOCA事故下碳化硅复合包壳失效概率计算
6
作者 曹力文 易柏全 郝祖龙 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第9期111-116,共6页
碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)包壳候选方案之一。本文主要研究了在失水事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)下双层SiC结构包壳的失效概率问题。基于SiC复合材料包壳失效概率计算方法,采用... 碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)包壳候选方案之一。本文主要研究了在失水事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)下双层SiC结构包壳的失效概率问题。基于SiC复合材料包壳失效概率计算方法,采用准稳态方法模拟计算了瞬态工况下的SiC复合材料包壳失效概率。通过分析各种应力在事故工况下的占比,对Weibull分布的两个特征参数进行敏感性分析;研究了不同燃耗对于失效概率的影响,模拟了在不同层厚比下包壳的失效概率。结果表明:复合层所占比例的变化、Weibull参数改变、在不同燃耗下发生LOCA事故,对于SiC复合材料包壳的瞬态失效概率都有着较为明显的影响。本文的研究有助于耐事故燃料包壳的开发与设计,为SiC复合材料包壳失效概率的进一步研究提供参考。 展开更多
关键词 压水堆 碳化硅 复合包壳 失水事故 失效概率
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LOCA工况下锆合金包壳的行为概述 被引量:7
7
作者 王荣山 耿建桥 +2 位作者 翁立奎 张晏玮 王锦红 《材料导报(纳米与新材料专辑)》 EI CAS 2011年第2期501-503,共3页
LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及... LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。 展开更多
关键词 loca 锆合金 ECR
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LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析 被引量:2
8
作者 陈玲 尚彦龙 +2 位作者 蔡琦 申祖金 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期324-329,共6页
反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO... 反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。 展开更多
关键词 loca 安全注射系统 GO-FLOW 时序系统 可靠性
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中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究 被引量:1
9
作者 胡星 贾江涛 +4 位作者 孟孜 倪木一 陈志斌 张斌 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期405-412,共8页
中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用M... 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。 展开更多
关键词 氦冷固态包层 事故安全 In-box loca
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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 被引量:5
10
作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 柴国旱 李亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页
核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,... 核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 预应力混凝土安全壳 loca 温度场 响应规律
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LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法 被引量:1
11
作者 张中伟 梁国兴 匡波 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期33-37,48,共6页
采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进... 采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。 展开更多
关键词 loca分析 评价模型 不确定性分析 初始运行条件 峰值包壳温度
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地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究 被引量:6
12
作者 周云清 刘家正 朱丽兵 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期83-86,共4页
在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求... 在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究建立在燃料组件的多项分析模型基础上,包括详细模型、集中质量模型、碰撞模型等。在分析模型基础上,根据某电厂在地震以及LOCA下的载荷输入条件开展的燃料组件安全分析表明,该电厂的燃料组件设计能够满足设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析方法研究可为系统、全面地建立燃料组件安全评估体系提供理论指导。 展开更多
关键词 地震 冷却剂丧失事故 燃料组件 安全分析
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压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验 被引量:6
13
作者 黄玉才 张述诚 +5 位作者 尚成宇 高永光 陈立霞 阮於珍 张培生 吕路生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期45-51,共7页
研制成FRS-2型压水堆锆-4包壳电加热模拟燃料棒,提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术,目的在于研究锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破行为,给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能... 研制成FRS-2型压水堆锆-4包壳电加热模拟燃料棒,提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术,目的在于研究锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破行为,给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。 展开更多
关键词 失水事故 模拟燃料棒 锆包壳 压水堆
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LOCA炉封闭大空间内承压热冲击过程数值模拟研究 被引量:4
14
作者 刘强 帅剑云 +2 位作者 黄卫星 周国丰 张美玲 《化工装备技术》 CAS 2009年第1期39-43,共5页
为研究LOCA炉封闭大空间内承压热冲击下的热工响应,用CFX软件建立LOCA炉内蒸汽流动和传热的数学模型,并根据蒸汽调节阀开度对应蒸汽流量,经过多次试算,得到符合鉴定要求的温度和压力分布。最终求得满足LOCA鉴定试验所要求热冲击的供气... 为研究LOCA炉封闭大空间内承压热冲击下的热工响应,用CFX软件建立LOCA炉内蒸汽流动和传热的数学模型,并根据蒸汽调节阀开度对应蒸汽流量,经过多次试算,得到符合鉴定要求的温度和压力分布。最终求得满足LOCA鉴定试验所要求热冲击的供气参数与阀门切换时间,为我国大型LOCA鉴定试验台的工艺设计和操作控制提供可靠的依据。 展开更多
关键词 loca鉴定试验 热冲击 传热 流动 数值模拟
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浮动式反应堆事故气载放射性多舱输运仿真分析
15
作者 刘哲 杨亚鹏 +1 位作者 李国强 冯宗洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期453-463,共11页
浮动式反应堆受限于特殊的使用环境容易发生事故,事故后气载放射性会在舱室之间传递影响可居留性。为详细分析其事故后气载放射性在舱室之间的传递过程,利用计算流体力学方法开展了破口事故下气载放射性从堆舱中向邻舱的输运过程,对比... 浮动式反应堆受限于特殊的使用环境容易发生事故,事故后气载放射性会在舱室之间传递影响可居留性。为详细分析其事故后气载放射性在舱室之间的传递过程,利用计算流体力学方法开展了破口事故下气载放射性从堆舱中向邻舱的输运过程,对比分析了采取堆舱排风及机舱排风对气载放射性输运的控制效果。结果表明:堆舱放射性泄漏后,气载放射性经泄漏口进入机舱,局部浓度相异;排风系统在舱室内形成局部循环流,使气载放射性汇于主流经排风口排出舱室。堆舱循环流在压力容器与泄漏口之间形成气幕,阻止气载放射性迁移;机舱循环流会在泄漏口机舱侧产生指向机舱的速度,加强气载放射性向机舱的迁移。同时采用堆舱及机舱排风在排风时间达到180 s时可使机舱气载放射性浓度相比无通风情况下降92.5%。 展开更多
关键词 浮动式反应堆破口事故 计算流体力学 精细模拟 气载放射性 多舱输运
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基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析 被引量:2
16
作者 齐欢欢 曾忠秀 +2 位作者 张毅雄 刘文进 王伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期98-102,共5页
利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与... 利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂系统 冷却剂丧失事故 非线性动力分析 ANSYS二次开发
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中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析
17
作者 陈林 张世超 +1 位作者 孟孜 FDS凤麟核能团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期246-252,共7页
中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采... 中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。 展开更多
关键词 双功能液态铅锂包层 RELAP5 In-box loca 压力传播
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秦山二期工程燃料组件LOCA和SSE下的事故分析 被引量:4
18
作者 肖忠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第6期511-514,共4页
介绍了秦山二期工程燃料组件在 LOCA和 SSE同时发生的情况下,燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。
关键词 燃料组件 失水事故 安全停堆地震 事故分析
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LOCA裕度监视系统仿真实验平台
19
作者 陈正 杨帆 《实验科学与技术》 2016年第6期53-55,共3页
该文针对目前核电教学中存在的实验、实训设备不足问题,分析了LSS系统的功能与原理,包括LOCA机核心算法,采用C#作为开发语言,开发了LSS系统仿真实验平台。介绍了实验平台的组成、功能以及构建方法。该实验平台完成了LOCA算法的仿真,并... 该文针对目前核电教学中存在的实验、实训设备不足问题,分析了LSS系统的功能与原理,包括LOCA机核心算法,采用C#作为开发语言,开发了LSS系统仿真实验平台。介绍了实验平台的组成、功能以及构建方法。该实验平台完成了LOCA算法的仿真,并实现对相关数据进行图形化或者表格化的上屏操作。使用表明,仿真实验平台较好地完成了LSS系统的功能。 展开更多
关键词 loca裕度监视系统 仿真 实验平台 loca裕度
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核电站LOCA释放源项的模拟计算 被引量:4
20
作者 田侑成 郭江华 +2 位作者 龙林鑫 聂矗 蔡林 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期83-87,共5页
文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0~8 h内放射性... 文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0~8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1~2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。 展开更多
关键词 loca 释放源项 ORIGEN2 模拟计算
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