失水事故
失水事故的相关文献在1987年到2022年内共计201篇,主要集中在原子能技术、电工技术、力学
等领域,其中期刊论文128篇、会议论文36篇、专利文献8439篇;相关期刊42种,包括西安交通大学学报、核科学与工程、核技术等;
相关会议26种,包括中国核学会2015年学术年会、北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会、第十五届反应堆数值计算与粒子输运学术会议等;失水事故的相关文献由521位作者贡献,包括党高健、丁书华、蔡琦等。
失水事故
-研究学者
- 党高健
- 丁书华
- 蔡琦
- 冷贵君
- 吴丹
- 吴清
- 申亚欧
- 钱立波
- 陈伟
- 陈玉清
- 黄涛
- 博金海
- 骆邦其
- 冉旭
- 刘昌文
- 单建强
- 张佑杰
- 沈永刚
- 王荣忠
- 苟军利
- 赵新文
- 卓文彬
- 卢向晖
- 唐钢
- 季松涛
- 张妍
- 张毅雄
- 昝元锋
- 李仲春
- 苏光辉
- 谢海燕
- 闫晓
- 陈达
- 鲁晓东
- 黄志刚
- 何晓军
- 刁均辉
- 刘云娇
- 卢宗健
- 张军
- 张忠岳
- 张春明
- 彭传新
- 曹克美
- 朱荣生
- 杨江
- 林支康
- 梁活
- 毛庆
- 王伟
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庞贝
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摘要:
核电是一种公认的清洁能源,是调整我国主要依赖火力发电,走向电力供给多元化的必由选择,也是“一带一路”倡议的国家名片。核电发展的前提是安全。核电站安全壳是核反应堆的安全维护系统,是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障,其功能是当一回路管道发生破裂、造成失水事故(LOCA)时,将事故中的裂变产物限制和消除在其内部,防止放射性物质不受控制地扩散到周边环境中。
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邹树梁;
刘娜
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摘要:
为保障海上浮动核电站安全运行,文章以海上浮动核电站失水事故为研究对象,采用文献研究的方法从个体、设备、环境、管理4个维度提取13个影响失水事故的因素,运用解释结构模型(ISM)的方法分析13个因素的层次关系,结果表明:员工心理状态、员工生理状态、管路状况和电磁排放控制线路状况为影响失水事故的直接因素,法律法规为底层因素,其余因素为中间层因素,针对模型结果,提出了浮动核电站失水事故相关预防措施,研究结果可为浮动核电站的设计和应急管理提供参考。
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刘建昌;
陈韵茵;
欧阳勇;
陈忆晨;
沈永刚
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摘要:
本文给出了国内外主要的压水堆LOCA源项分析方法,包括美国一系列的导则、RCC-P、《压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则》(以下简称源项分析准则)和欧洲部分研究报告中给出的源项分析方法,并针对源项分析准则中给出的LOCA源项分析方法保守性开展了初步评价。通过对放射性核素行为进行保守简化的处理,源项分析准则中给出了一套保守的LOCA源项分析方法。
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李伟卿;
张东旭;
赵民富
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摘要:
反应堆发生破口事故时,由于堆内处于高温高压状态而外界压力很低,破口处可能出现临界流动现象,临界流动特性对事故进程有较大影响,破口临界流量的准确估算对超临界水堆的安全分析更为重要。针对喷放为两相流动的工况范围,以超临界CO_(2)为工质,采用直径2 mm、长径比1~20的喷管试验段在超临界压力下开展了临界流稳态试验,获得了系统可靠的试验数据,研究了滞止压力、滞止温度以及喷管长径比对临界流量的影响。使用获得的超临界CO_(2)试验数据验证了临界流热平衡通用模型的通用性和准确性,发现其可以较好地预测超临界工况下的临界流量。本文研究补充了临界流动试验数据库,为临界流模型的验证和改进积累了试验数据。
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卢俊强;
陆辉;
曾奇锋
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摘要:
本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故 (LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了 LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保 LOCA 下包壳完整性的基本思想和安全准则.通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳 LOCA 工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对 LOCA 工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的 LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在 LOCA 工况下的性能评价也有一定的参考价值.
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叶道星;
刘安林;
罗逸民;
余波;
赖喜德
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摘要:
压力脉动是引起核主泵产生振动、噪声等不稳定现象的重要因素,严重的脉动会导致核事故的发生.随着核电事业的快速发展,为使核岛安全稳定运行,核主泵压力脉动的研究对核岛安全的意义变得极其重要.回顾近年来不同研究人员在核主泵压力脉动方面的相关研究成果,通过文献调查讨论了与压力脉动有关的研究,发现压力脉动产生因素主要是核主泵入流冲击、二次回流、动静干涉作用和气蚀等引起的流动紊乱,一般可以通过理论分析、数值模拟和模型试验的方法对核主泵压力脉动进行研究.最后,总结了近10 a来核主泵在大、中、小流量工况、卡轴事故工况和失水事故工况时主泵内部各流道压力脉动研究情况,以及通过对叶轮、导叶和蜗壳的结构优化改善核主泵内部流道压力脉动的方法.
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崔旭阳;
卢向晖;
杨江;
沈永刚;
林支康;
罗汉炎
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摘要:
失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性.本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究.对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型.计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95% 置信水平下、95% 概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的.DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的.
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佘兢克;
施天姿;
唐钰淇;
张一凡
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摘要:
使用基于深度学习的卷积神经网络(Convolutional Neural Network,CNN)和卷积长短期记忆(Con-volutional Long-Short Term Memory,ConvLSTM)模型进行核电站失水事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)的预警及仿真综合模型的构建.利用CNN的特征提取能力有效识别不同破口尺寸的相关特征,并对工况发展进行预测分类,判定事故发生可能性并给出事故预警.利用预警阶段生成的事故种类判定,使用ConvLSTM在给定时长中计算LOCA工况中的关键系统参数变化情况,实现基于深度学习的LOCA工况仿真.多种方式的实验验证了该模型较好的功能性和适应性,事故类型判定正确率达到88%,仿真工况与原始值的误差保持在10-5量级.利用深度学习模型在特征提取和数值拟合方面的能力,将来还可以对核电站的工况仿真与故障分析进行进一步的智能化改进.
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黄志刚;
张妍;
鲁晓东;
彭传新;
昝元锋;
卓文彬;
闫晓
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摘要:
小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面.其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施.针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果.
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王保平;
赖建永;
尹莎莎;
张玉龙;
余小权
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摘要:
在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键.当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意义.而这些系统的可靠性对于反应堆是否能够安全停堆有着重要影响.由于一个系统内包含的设备种类比较多,短期内无法判断设备的磨损程度,因此,通过数值模拟的方法可以直观地表征设备和系统的可靠度,从而对系统的安全性有量化的判断,进一步地保障了堆芯运行的安全性.
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Tang Qionghui;
唐琼辉;
Zhou Rui;
周瑞;
Huang Jia;
黄甲
- 《第十八届全国反应堆结构力学会议》
| 2014年
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摘要:
本文以某压水反应堆压力容器和堆内构件为对象,对假想失水事故(以下简称LOCA)下的水力载荷进行了一维热工水力建模和计算,阐述了LOCA下产生的瞬态水力载荷的计算方法和载荷类型,分析了破口所在管段位置、流固耦合等敏感性因素的影响.分析表明冷段破口下产生的水平和垂直载荷大于热段破口工况下的水平和垂直载荷,但作用在控制棒导向筒和支撑柱的拖曳力却较热段破口工况低.此外考虑堆内构件下降段流固耦合因素计算得到的水力载荷结果更科学合理.研究成果对新堆型研发中的压力容器和堆内构件LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值和借鉴意义.
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高圣钦;
曹欣荣
- 《第十五届反应堆数值计算与粒子输运学术会议》
| 2014年
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摘要:
本文利用一体化严重事故分析程序MELCOR,建立了600MW压水堆核电厂满功率运行工况下的稳态模型,随后选取大破口失水事故叠加高低压安注失效的严重事故工况进行模拟,给出了具体的事故进程,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的释放和迁移行为,分别从中选取有代表性的元素组进行分析,算得其释放的质量、形态以及在不同位置的分布情况等,并探究了放射性核素释放模型的选择对裂变产物行为的影响.本文分析结果可为严重事故分析和管理提供参考.
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WANG Zhan-yuan;
王占元
- 《2013中国粮油测控技术研讨会》
| 2013年
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摘要:
核电站发生失水事故后会产生大量氢气,严重威胁安全壳的完整性.日本福岛事故发生后,公众及国家核安全局对核电站安全水平的要求也逐渐提高.严重事故下安全壳内氢气浓度监测是评估氢气对安全壳威胁程度的一种重要手段.本文分析了核电站严重事故下的氢气测量技术,并介绍当前已应用于第三代核电站的严重事故下氢浓度监测系统的情况.
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DU Zhengyu;
杜政瑀;
TONG Lili;
佟立丽;
CAO Xuewu;
曹学武;
WANG Xiaoji;
王小吉;
HOU Liqiang;
侯丽强
- 《第一届全国空间核动力学术会议》
| 2018年
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摘要:
重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.
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DU Zhengyu;
杜政瑀;
TONG Lili;
佟立丽;
CAO Xuewu;
曹学武;
WANG Xiaoji;
王小吉;
HOU Liqiang;
侯丽强
- 《第一届全国空间核动力学术会议》
| 2018年
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摘要:
重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.
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DU Zhengyu;
杜政瑀;
TONG Lili;
佟立丽;
CAO Xuewu;
曹学武;
WANG Xiaoji;
王小吉;
HOU Liqiang;
侯丽强
- 《第一届全国空间核动力学术会议》
| 2018年
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摘要:
重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.