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核反应堆压力容器小破口事故中坍塌液位的测量

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清华大学学报（自然科学版） 2009年第6期49卷 872-875页

作者：李胜强薄涵亮王文然姜胜耀清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都... 详细信息

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都可能造成对于差压式测量方法产生附加的扰动;其中以压力波影响为主。实验结果说明:压力波振荡等影响造成差压液位测量结果产生峰值不大于2.5%的附加误差,这在破口事故下属于测量精度允许范围。因此,差压方法在压力容器小破口事故下仍能正确反映容器内坍塌液位,即容器的液体装量。

关键词：核反应堆液位测量破口事故

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冷管段破口事故下放射性物质扩散特性研究

冷管段破口事故下放射性物质扩散特性研究

作者：徐鹏哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

当核电站发生破口事故时,会从破口处释放大量的放射性物质,如果安全壳同时失效,会导致大量放射性流体与放射性气溶胶释放到外部环境中,对环境和周围居民造成严重危害。而破口事故的发生必然会导致喷淋系统的投入,喷淋系统会对安全壳内... 详细信息

当核电站发生破口事故时,会从破口处释放大量的放射性物质,如果安全壳同时失效,会导致大量放射性流体与放射性气溶胶释放到外部环境中,对环境和周围居民造成严重危害。而破口事故的发生必然会导致喷淋系统的投入,喷淋系统会对安全壳内部降温、降压,进而保证安全壳的完整性,减轻事故的后果。因此,通过分析破口事故后安全壳内流体、气溶胶颗粒的扩散特性以及喷淋系统的投入对流体、气溶胶颗粒的扩散特性的影响可以对喷淋系统的布置提供建议并对事故的放射性后果进行预测。本文使用ANSYS软件中的Fluent模块,以典型的非能动反应堆作为研究对象,建立计算模型。选取不同的破口尺寸、破口方向进行计算分析。本文在模拟破口事故瞬态过程的基础上,重点关注不同破口尺寸、破口方向对于安全壳内流体及气溶胶颗粒扩散特性的影响,并分析了喷淋系统投入后对流体及气溶胶颗粒扩散特性的影响。本文的计算结果表明:破口事故发生后流体流动存在很强的指向性,会在破口位置正对的安全壳壁面位置附近形成两个相似的漩涡;短时间内破口处释放的多组分混合物中不同组分在安全壳内分布相似;在浮力作用下,破口处释放的流体会向空间上方流动;安全壳空间内出现微弱的浓度分层现象;不同破口尺寸事故下安全壳内由于二次流产生的两个漩涡的位置与尺寸有些许不同;破口方向的改变会使得安全壳空间内流体的流动方向性产生变化;破口距离正对的安全壳壁面越远,空间内流体放射性活度分布越均匀。气溶胶在安全壳内流动情况与流体类似,气溶胶大部分积聚在破口下方空间;在破口附近,气溶胶主要受Saffman升力、曳力的作用,在壁面附近,气溶胶主要受曳力、热泳力及Saffman升力的作用;破口尺寸的增大会使得安全壳内气溶胶放射性活度分布愈发不均匀;破口距离正对的安全壳壁面越远,空间内气溶胶放射性活度分布越均匀。喷淋系统启动后,安全壳内压力与可溶性气体所占质量份额均存在显著下降,安全壳内流体速度有些许下降,二次流漩涡的尺寸增大且形状有所改变;对于气溶胶颗粒,喷淋系统的启动会使安全壳内气溶胶颗粒所受Saffman升力、曳力均存在明显降低,二次流漩涡尺寸同样会增加,并且气溶胶颗粒的捕获率存在显著增加;喷淋系统流量设定为壁面及中心位置附近喷淋流量较大,其余位置处流量较低比较合适。

关键词：放射性物质扩散特性破口事故喷淋系统

进口破口事故下CAP1400核主泵内压力脉动特性研究

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进口破口事故下CAP1400核主泵内压力脉动特性研究

作者：王海彬江苏大学

学位级别：硕士

由于起步较晚、前期投入不足,我国核电产业的核心设备——核主泵主要依赖进口。中美贸易摩擦的持续升温启示我们,只有把核心技术掌握在自己手里,才能掌握真正的话语权而不受制于人。因此,只有通过加大对核主泵的研发力度,开展基础研究,... 详细信息

由于起步较晚、前期投入不足,我国核电产业的核心设备——核主泵主要依赖进口。中美贸易摩擦的持续升温启示我们,只有把核心技术掌握在自己手里,才能掌握真正的话语权而不受制于人。因此,只有通过加大对核主泵的研发力度,开展基础研究,培育我国的自主设计、制造能力,才能摆脱受制于人的技术困局,促进我国核电事业的快速发展。在核电站安全评价体系中,发生破口失水事故(LOCA)时核主泵的安全性能是必须考虑的。当破口事故发生在核电站冷却剂主管路进口段时,根据破口大小的不同,核主泵处于不同的工况:当冷却剂进口主管路出现小破口时,随着系统回路压力的降低,核主泵内极易发生空化现象,此时核主泵处于正转水泵工况;当大破口发生在冷却剂进口主管路时,核主泵进口的压力迅速降低,在出口高压的作用下会出现核主泵正转而冷却剂逆向流动的现象,此时核主泵处于正转逆流工况,在此过程同样可能出现空化现象。为了了解发生进口破口失水事故时核主泵的运转特性,本文以CAP1400核主泵为研究对象,采用数值模拟和试验相结合的方法,对破口事故时核主泵内流场的压力脉动特性进行了深入研究,研究的主要内容和结论包括:(1)对核主泵在设计工况的运行状态进行数值模拟,研究了核主泵流场内不同位置的压力脉动特性,并结合内流场对相关现象进行了分析。研究发现:采用类球型设计的泵壳内压力分布不均,这对叶轮、导叶内的压力分布产生了很大影响,直接导致叶轮出口的压力脉动峰值出现周期性持续震荡;同时还发现同一叶轮流道内不同位置的压力脉动的主频并不完全相同。(2)在研究空化对核主泵内压力脉动的影响时发现:空化初生阶段,核主泵进口、叶轮内的轴频信号的幅值都会出现不同幅度的增加,之后轴频幅值随着空化的发展迅速降低;在严重空化阶段,核主泵进口、叶轮、导叶内监测点都会出现低频脉动信号,其强度随着空化的发展不断增强;对数值模拟的结果进行了试验验证,试验结果与数值计算得出的结论相吻合。(3)在对正转逆流工况下核主泵的压力脉动特性研究时,对比分析了正转逆流工况与正转水泵工况下核主泵内压力脉动特性的不同;同时研究了正转逆流工况下流量对核主泵内压力脉动的影响,并结合核主泵的内流场对相关现象进行了分析,研究发现:与正转水泵工况相比,正转逆流工况下核主泵流场内的压力脉动强度极大,且随着逆流流量的增大,核主泵内的压力脉动强度大幅增强;在此过程中,核主泵内的流动变得异常紊乱,流场内不同位置的压力脉动频谱中都出现了不同频率的信号,对结合内流场分析发现这些信号的出现与流场内的不规则流动有关;(4)研究了正转逆流工况时空化对核主泵内流场的影响,发现正转逆流工况下流场内空化汽泡的产生位置、空化发展过程与正转水泵工况都不相同;与正转水泵工况相比,正转逆流工况下核主泵内的空化发展速度十分缓慢,在正转逆流工况泵的扬程会随着泵内空化的发展不断增加,有时甚至还会出现陡增,当发展到严重空化时泵的扬程则会出现骤降,从内流场的角度对这种规律进行解释;同时发现在正转逆流工况下,与含气率相比,泵的扬程对空化状态更敏感,因此可以利用扬程上升百分比对正转逆流工况泵内的空化状态进行判断;(5)对正转逆流工况发生空化的核主泵的压力脉动特性研究时发现:随着空化状态的发展,核主泵进口监测点、叶轮内监测点的主频峰值都逐渐降低,在此过程中出现了大量的低频脉动信号,这种规律在叶轮进口监测点表现的尤为明显;与其他位置相比,核主泵进口更易捕捉到与空化相关的脉动信号。(6)在通过试验验证了数值模拟结果的可靠性之后,利用核主泵进口频谱中随空化出现的低频信号和主频信号随空化状态的变化规律,提出了一种利用压力脉动幅值函数判断空化状态的方法。利用正转水泵工况的试验数据和模拟数据验证了这种方法的可行性,同时应用这种方法对正转逆流工况下核主泵的空化状态进行判别。

关键词：核主泵压力脉动正转逆流破口事故数值计算试验研究

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华龙一号余热排出系统破口事故分析

核安全 2020年第6期19卷 36-43页

作者：盛美玲丘锦萌唐辉杨志义华龙国际核电技术有限公司北京100036 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全。本文针对华龙一号余热排出系统在接入阶段发生破口的事故进行分析,尤... 详细信息

余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全。本文针对华龙一号余热排出系统在接入阶段发生破口的事故进行分析,尤其针对余热排出系统与一回路相连的管线发生不可隔离的破口和余热排出系统在安全壳外的管线发生破口两种典型事故进行分析。通过计算余热排出泵的有效汽蚀余量并分析评估安全壳外破口有效隔离措施,论证了华龙一号余热排出系统设计方案能够应对破口事故,并保证对一回路堆芯的有效冷却。

关键词：余热排出系统破口事故汽蚀余量安全壳隔离阀

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稠密栅堆芯大破口失水事故特性分析

核动力工程 2014年第2期35卷 17-20页

作者：黄代顺付冉申亚欧吴丹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

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳... 详细信息

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳峰值温度相比喷放阶段的包壳峰值温度更高;堆芯燃料棒中心距与燃料棒外径比值(p/d)对于包壳峰值温度的影响很大;堆芯功率密度的提高会使得对安注流量的需求大大增强。从安全分析的角度来看,不推荐堆芯p/d设计小于1.10。

关键词：稠密栅破口事故 RELAP5 TIGHT 包壳峰值温度

5MW供热试验堆上空腔小破口失水事故模拟实验研究

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中国核科技报告 1988年 1015-1031页

作者：博金海姜胜耀张佑杰佟允宪孙树森姚梅生清华大学核能技术研究所北京清华大学核能技术研究所

本文给出了位于上空腔的中小尺寸管道破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故实验研究。在实验中研究了系统压力、温度、空泡份额的变化和总失水量。结果表明总失水量约为初始装水量的百分之二十。这种事故对于清华大学核能研究所建... 详细信息

本文给出了位于上空腔的中小尺寸管道破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故实验研究。在实验中研究了系统压力、温度、空泡份额的变化和总失水量。结果表明总失水量约为初始装水量的百分之二十。这种事故对于清华大学核能研究所建造的低温供热堆是安全的。

关键词：两相流破口事故临界流

APl000小破口失水事故中的重要热工水力现象

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核电工程与技术 2013年第2期26卷 1-6,25页

作者：徐财红史国宝上海核工程研究设计院上海200233

APl000作为第三代先进核电，采用非能动堆芯冷却系统（PXS）与自动卸压系统（ADS）来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比，APl000应对小破口事故的理念是主动卸压、非能动注入、流动冷却，事故具有不同的重要热工水力现象，对现... 详细信息

APl000作为第三代先进核电，采用非能动堆芯冷却系统（PXS）与自动卸压系统（ADS）来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比，APl000应对小破口事故的理念是主动卸压、非能动注入、流动冷却，事故具有不同的重要热工水力现象，对现有的安全分析程序的适用性提出了很大的挑战。本文基于已有的理论研究与试验研究，对这些重要的热工水力现象作一总结。

关键词： APl000川破口事故非能动注入热工水力现象

5MW供热试验堆上空腔小破口失水事故模拟实验研究

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中国核科技报告 1989年第S3期 39-39页

作者：博金海姜胜耀清华大学核能技术研究所北京清华大学核能技术研究所

关键词：两相流破口事故临界流

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乏燃料水池LOCA工况事故分析研究

核动力工程 2015年第4期36卷 136-139页

作者：王海涛单建强苟军利张博西安交通大学核科学与技术学院西安710049

以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够... 详细信息

以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够采取相应的措施冷却乏燃料水池中的水,或者及时向水池中补水,能够避免燃料组件裸露。

关键词：乏燃料水池 RELAP5 破口事故