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loca动力分析模型敏感性研究

中国机械 2024年第15期 3-9页

作者：张锐刘帅冯志鹏邓力维曾忠秀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

反应堆冷却剂系统loca动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一，是设计规范RCC-M中的强制要求之一。发生失水事故后，反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用，可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价，需开展... 详细信息

反应堆冷却剂系统loca动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一，是设计规范RCC-M中的强制要求之一。发生失水事故后，反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用，可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价，需开展瞬态分析，但反应堆系统庞大，即使采用简化模型进行计算，其模型体量也比较大，且存在很多非线性因素，瞬态计算耗时长，收敛性差。本文针对某反应堆冷却剂系统建立了两种不同反应堆一回路系统loca动力分析模型（完整三环路模型、基于解耦准则的单环路模型），进行不同loca事故下动力分析，并对不同破口下采用不同分析模型得出的计算分析结果进行对比分析。分析表明，三环路模型与单环路模型中各位置载荷计算误差在10%范围内，波动管、反应堆进出口等位置解耦后对于系统动力特性影响可接受。基于解耦准则的单环路动力分析模型可大幅减小计算量并满足计算精度，可用于快速计算反应堆系统loca动力分析。

关键词： loca 环路模型非线性动力分析

Thermal-hydraulic and stress analysis of AP1000 reactor containment during loca in dry cooling mode

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Nuclear Science and Techniques 2017年第6期28卷 73-85页

作者： Sh.Sheykhi S.Talebi M.Soroush E.Masoumi Department of Energy Engineering and Physics Amirkabir University of Technology(Tehran Polytechnic) Young Researchers and Elite Club Islamic Azad UniversitySouth Tehran Branch

Some kinds of break in the reactor coolant system may cause the coolant to exit rapidly from the failure site,which leads to the loss of coolant accident(loca).In this paper,a stress analysis of an AP1000 reactor containment is performed in an loca,with the passive containment cooling system(PCCS) being available and not available for cooling the wall's *** variations in the mechanical properties of the wall's containment,including elastic modulus,strength,and stress,are analyzed using the ABAQUS code.A general two-phase model is applied for modeling thermal-hydraulic behavior inside the *** pressure and temperature from thermal-hydraulic models are considered as boundary conditions of the ABAQUS code to obtain distributions of temperature and stress across steel shell of the containment in the *** results indicate that if the PCCS fails,the peak pressure inside the containment exceeds the design ***,the stress would still be lower than the yield stress value,and no risk would threaten the integrity of the containment.

关键词： Two-phase flow loca Containment integrity AP1000 reactor

No-core-melt assessment for Canadian-SCWR under loca/LOECC

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Nuclear Science and Techniques 2015年第2期26卷 59-66页

作者：吴攀单建强苟军利张斌张博王贺南 School of Nuclear Science and Technology Xi’an Jiaotong University

The safety analysis code SCTRAN for SCWR(Super Critical Water Reactor) is modified to own the capability to assess the radiation heat transfer with developing a two-dimensional heat conduction solution scheme and incorporating a radiation heat transfer model. The verification of the developed radiation heat transfer model is conducted through code-to-code comparison with CATHENA. The results show that the modified SCTRAN code is successful for that the maximum absolute error and relative error of the surface temperature between results of SCTRAN and CATHENA are 6.1°C and 0.9%, which are acceptable in temperature prediction. Then,with the modified SCTRAN code, the loss of coolant accident with a total loss of emergency core cooling system(loca/LOECC) of Canadian-SCWR is carried out to evaluate its "no-core-melt" concept. The following conclusions are achieved: 1) in the process of loca, the decay heat can be totally removed by the radiation heat transfer and the natural convection of the high-temperature coolant, even without an intervention of ECCS(Emergency Core Cooling System); 2) The peak cladding temperature of the fuel pins in the inner and outer rings of the high power group are 1236°C and 1177°C respectively, which are much lower than the melting point of the fuel sheath. It indicates that the Canadian-SCWR can achieve "no-core-melt" concept under loca/LOECC.

关键词： loca 加拿大评估无芯应急堆芯冷却系统辐射传热模型超临界水表面温度

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loca泄压工况下氮气的迁移析出建模研究

原子能科学技术 2023年第10期57卷 1918-1927页

作者：刘碧帆黄广源吕欣尹俊连王德忠赵剑刚鄢梦琪上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 中广核研究院有限公司广东深圳518026

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... 详细信息

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。

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事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析

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原子能科学技术 2012年第B9期46卷 324-329页

作者：陈玲尚彦龙蔡琦申祖金杨洪立海军工程大学船舶与动力学院湖北武汉430033

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... 详细信息

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。

关键词： loca 安全注射系统 GO-FLOW 时序系统可靠性

某核电厂loca下预应力混凝土安全壳响应规律初探

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原子能科学技术 2015年第10期49卷 1815-1820页

作者：孙锋潘蓉柴国旱李亮环境保护部核与辐射安全中心北京100082

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,... 详细信息

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。

关键词：核电厂预应力混凝土安全壳 loca 温度场响应规律

基于AST方法的核电厂loca释放源项计算分析

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原子能科学技术 2017年第7期51卷 1268-1272页

作者：陈海英王韶伟兰兵陈妍韩向臻环境保护部核与辐射安全中心北京100142

根据AST方法建立了AP1000loca放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变... 详细信息

根据AST方法建立了AP1000loca放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。

关键词： loca AST 安全壳环境释放源项

loca事故时一回路冷却剂管肘部回流流动极限研究

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核科学与工程 2019年第3期39卷 414-422页

作者：江灼威蔡杰进华南理工大学电力学院

在压水堆发生 loca 事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,... 详细信息

在压水堆发生 loca 事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,导致冷却剂流速不能再增大,从而限制了传热效果。使用 RELAP5 对 loca 事故时弯头肘部的 CCFL 现象进行分析,分别研究管长 L、管径 D 以及倾斜角θ对 CCFL 的影响,研究表明管长 L 越小,管径 D 越大,CCFL 的安全裕度越高,而倾斜角θ对该条件下 CCFL 现象的影响不明显。

关键词：压水堆 loca CCFL RELAP5

loca条件下环境介质影响感应加热过程中锆合金内部温度场的有限元计算

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重庆理工大学学报（自然科学） 2021年第2期35卷 121-129页

作者：席航谢东升张瑷月康锐吴璐潘虎成中国核动力研究设计院第一研究所成都610041 东北大学材料学院材料各向异性与织构教育部重点实验室沈阳110819

基于COMSOL软件模拟计算了典型锆合金核材料在失水事故条件下经感应加热后的温升行为,重点考察了3种特殊的工况条件,即氩气环境、水蒸气环境和高温水蒸气环境。结果表明:金属块的体积内最高温度、体积平均温度、表面平均温度和表面中心... 详细信息

基于COMSOL软件模拟计算了典型锆合金核材料在失水事故条件下经感应加热后的温升行为,重点考察了3种特殊的工况条件,即氩气环境、水蒸气环境和高温水蒸气环境。结果表明:金属块的体积内最高温度、体积平均温度、表面平均温度和表面中心点的温度差值逐次降低。相较于氩气条件,锆合金在水蒸气和高温水蒸气条件下加热至1 200℃时,金属块的体积内最高温度和表面中心点的温度差值将分别降低6.223℃和11.952℃;体积平均温度和表面中心点的温度差值将分别降低3.652℃和7.13℃;表面平均温度和表面中心点的温度差值分别降低3.162℃和6.161℃。即在高温水蒸气的环境下,金属块内外的温度分布最为均匀。相关结果将为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的loca事故下的应急措施提供理论依据。

关键词： loca 环境介质锆合金感应加热