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氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 156-162页

作者：宋建余红星邓坚向清安何晓强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分... 详细信息

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

关键词：汽泡力平衡热通量拆分临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 能力边际

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MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析

原子能科学技术 2014年第12期48卷 2287-2291页

作者：邓坚向清安周克峰中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

针对长时间全厂断电(SBO)事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明:乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与... 详细信息

针对长时间全厂断电(SBO)事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明:乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。

关键词：乏燃料水池全厂断电严重事故注水

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

核动力工程 2015年第1期36卷 165-167页

作者：邓坚朱大欢王小吉向清安中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小... 详细信息

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。

关键词：模块式小型堆严重事故堆芯注水冷却 CISER

ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

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核动力工程 2015年第6期36卷 56-60页

作者：关仲华向清安陈彬余红星中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 详细信息

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。

关键词：堆芯熔融物压力容器内滞留风险导向事故分析方法

大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用

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核动力工程 2009年第6期30卷 76-79页

作者：信世堡向清安张志俭哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与仿真技术重点实验室哈尔滨150001

介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等。使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损... 详细信息

介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等。使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损毁有主要贡献的因素,识别了系统的薄弱环节。应用结果表明:该方法具有直接体现支持系统与前沿系统的相关性并评价支持系统重要性等优点。

关键词：概率安全评价大事件树/小故障树给水管道大破口

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全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

核动力工程 2014年第5期35卷 17-21页

作者：向清安邓纯锐陈宝文冯进军中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出... 详细信息

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。

关键词：自然循环蠕变失效 TMLB' MELCOR 2.1程序

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较厚重金属层条件下熔池结构判断方法

科技视界 2022年第8期 17-20页

作者：罗跃建刘丽莉向清安孙洪平中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式与材料类型和典型压水堆存在明显不同,严重事故下,熔池结构将存在明显不同,其重金属层较厚。对于严重事故缓解措施的制定,判断熔池结构是必要的,但是对于较厚重金属层的熔池结构相关研究较少... 详细信息

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式与材料类型和典型压水堆存在明显不同,严重事故下,熔池结构将存在明显不同,其重金属层较厚。对于严重事故缓解措施的制定,判断熔池结构是必要的,但是对于较厚重金属层的熔池结构相关研究较少,需要在当前轻水堆研究的基础上开展熔池结构相关研究。文章改进传统集总参数法,判断重金属层较厚情况下的熔池结构。

关键词：严重事故 U-Al合金重金属层熔池结构

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 83-87页

作者：向清安关仲华邓纯锐陈宝文中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 详细信息

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层

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熔融物堆芯冷却滞留特性研究

核动力工程 2020年第5期41卷 193-196页

作者：宋建向清安邓坚余红星杜娟毕金生中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯... 详细信息

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。

关键词：模块式小型堆严重事故熔融物堆芯滞留堆腔注水系统