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基于CART-LSTM算法的压水堆LOCA诊断方法
1
作者 孙哲俊 王于龙 +1 位作者 魏新宇 孙培伟 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期212-217,共6页
失水事故(LOCA)是压水堆的典型事故,事故可能诱发反应堆堆芯熔化,因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆(LSTM)神经网络是一种改进的循环神经网络(RNN),能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系,被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。... 失水事故(LOCA)是压水堆的典型事故,事故可能诱发反应堆堆芯熔化,因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆(LSTM)神经网络是一种改进的循环神经网络(RNN),能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系,被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。分类与回归树(CART)是一种常用的分类方法,具有分类速度快、准确率高、可读性强等特点。本文提出一种基于CART-LSTM的压水堆LOCA诊断方法,利用LOCA的数据集对诊断模型进行训练并优化参数,然后将训练好的模型用于LOCA诊断,从而实现对LOCA的早期快速诊断。结果表明,基于CART-LSTM的诊断方法能够准确判断LOCA的位置以及具体的破口尺寸。 展开更多
关键词 失水事故(loca) 故障诊断 长短期记忆(LSTM) 决策树
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核级压力变送器LOCA试验方法研究
2
作者 李卫民 马象睿 +1 位作者 郑骈垚 闫继锋 《自动化仪表》 2025年第9期13-17,共5页
基于当前国内核级压力变送器的实际失水事故(LOCA)试验方法存在差异的现状,探索并提出统一的核级压力变送器LOCA试验方法。对NB/T 20149—2012标准规定的两种LOCA试验方法的等效性进行了试验验证,并报告了验证结果。通过仿真分析,对LOC... 基于当前国内核级压力变送器的实际失水事故(LOCA)试验方法存在差异的现状,探索并提出统一的核级压力变送器LOCA试验方法。对NB/T 20149—2012标准规定的两种LOCA试验方法的等效性进行了试验验证,并报告了验证结果。通过仿真分析,对LOCA试验过程的样机热传导进行了研究。分析了LOCA环境条件对仪表性能的影响,并对试验全过程提出了快速瞬变阶段和渐变阶段的划分。基于多次LOCA试验探究的数据基础,以及模拟工况的目标要求,对LOCA试验的不同阶段提出了差异化的监测方法,并对验收准则提出了推荐性意见。同时,创新性地提出了一种提高试验可靠性的包含旁路压力监测的LOCA试验监测系统连接方法。对核级压力变送器的LOCA试验细则,从试验方法、监测方法、验收准则等方面进行了详细阐述,并提出了推荐性意见。该研究有利于LOCA试验方法的规范化,可为同类仪表的试验验证提供参考。 展开更多
关键词 核级压力变送器 设计基准事故 模拟失水事故 鉴定规程 试验方法 旁路监测方法
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氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响
3
作者 刘鑫 涂蒙河 +2 位作者 李燊 王辉 胡勇 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1626-1631,共6页
锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试... 锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响机制。结果表明,随氢含量的增加,在模拟LOCA试验后锆合金残余塑性下降。氢的加入对锆合金显微组织结构影响较小,氢对锆合金微观组织结构的影响不是导致锆合金残余塑性降低原因。氢的存在导致锆合金模拟LOCA试验后残余塑性下降的原因之一是氢增加造成锆合金prior-β相中吸收氧含量提高,从而降低锆合金残余塑性,其次氢可能以饱和固溶或细小的氢化物脆性相方式存在于prior-β相中,也造成锆合金残余塑性下降。 展开更多
关键词 锆合金 氢 loca 残余塑性 氧含量
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LOCA下氦氙气冷反应堆系统安全特性分析
4
作者 廖浩仰 明杨 +5 位作者 赵富龙 卢瑞博 魏瑞轩 高璞珍 谭思超 田瑞峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期197-205,共9页
为规避反应堆系统破口冷却剂丧失事故(LOCA)带来的高风险和高危害性,本文通过已开发的氦氙气冷反应堆系统LOCA分析程序,模拟了多种LOCA瞬态工况,分析了系统瞬态特性、容积充入影响特性、负载跟随失效影响特性、破口位置影响特性和破口... 为规避反应堆系统破口冷却剂丧失事故(LOCA)带来的高风险和高危害性,本文通过已开发的氦氙气冷反应堆系统LOCA分析程序,模拟了多种LOCA瞬态工况,分析了系统瞬态特性、容积充入影响特性、负载跟随失效影响特性、破口位置影响特性和破口尺寸影响特性。结果表明:在发生LOCA后,系统压力与流量将迅速下降;容积充入对LOCA具有缓解作用,使得流量下降速率和反应堆出口温度上升速率分别降低77.15%和90.27%;负载不变和高压处破口均对LOCA具有负面影响,使得流量下降速率分别提高13.85%和79.83%,反应堆出口温度上升速率分别提高15.84%和96.06%;系统压力和流量下降速率随着破口尺寸增加而增加,尤其破口尺寸从15 mm到30 mm,流量下降速率与反应堆出口温度上升速率的增加幅度显著,分别为258.84%和595.91%。 展开更多
关键词 直接布雷顿循环 氦氙混合气体 冷却剂丧失事故(loca) 系统仿真程序
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LOCA工况下事故容错燃料对燃料棒性能影响的初步分析研究
5
作者 王泽吉 郭张鹏 +2 位作者 朱奥博 欧阳晓平 牛风雷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期99-107,共9页
事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAP... 事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAPTRAN-2.0程序,针对两种ATF包壳材料(FeCrAl和SiC),通过改进包壳材料热物性模型、包壳力学行为模型和氧化模型,开发了适用于ATF包壳材料的燃料棒性能瞬态分析程序。以MT-1实验台架的燃料棒为对象,对其失水事故(LOCA)工况进行计算分析,研究了ATF包壳材料在该事故工况下的热工水力瞬态响应特性。结果表明,相比传统的Zr-4合金包壳,ATF包壳材料不仅可以降低LOCA下的包壳峰值温度,还能延缓或防止包壳失效。 展开更多
关键词 事故容错燃料(ATF) 失水事故(loca) FRAPTRAN-2.0 燃料棒性能分析
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“华龙一号”LOCA事故后IRWST内pH及碘扩散模型
6
作者 王城喻 路长冬 +3 位作者 郭少强 陈忆晨 周文涛 江娉婷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期186-193,共8页
“华龙一号”地坑设置非能动pH值调节篮,加入碱性添加剂控制大破口失水事故(LOCA)后安全壳内置换料水箱(IRWST)pH,从而降低壳内气相碘浓度,预测事故后pH和碘浓度对事故源项和放射性分析至关重要。本文针对LOCA后再循环水流程,结合碘的... “华龙一号”地坑设置非能动pH值调节篮,加入碱性添加剂控制大破口失水事故(LOCA)后安全壳内置换料水箱(IRWST)pH,从而降低壳内气相碘浓度,预测事故后pH和碘浓度对事故源项和放射性分析至关重要。本文针对LOCA后再循环水流程,结合碘的气液分配、双膜理论以及碘形态与pH关系,建立宏观瞬态模型,实现事故后IRWST瞬态pH、物质浓度以及安全壳内气液两相碘浓度计算。对比Visual MINTEQ软件结果验证了模型pH计算,选取工况参数代入模型分析影响因素,结果正确反映pH与碘浓度的关系,证明该模型具备预测事故后pH和碘浓度的能力。 展开更多
关键词 大破口失水事故(loca) 安全壳 碘 PH “华龙一号”
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CANDU6机组SB-LOCA始发严重事故下氢气源项分析
7
作者 黄雄 李小龙 +6 位作者 魏巍 朱邵波 马国扬 陈雨晴 杨绪杰 谢政权 陈家庆 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2024年第6期1356-1364,共9页
本文以秦山三期CANDU6机组为例,应用一体化严重事故分析MAAP5-CANDU程序建立CANDU6机组模型,选取主热传输系统发生小破口(SB-LOCA)作为始发事件,对不同破口尺寸和不同破口位置对堆芯及堆腔氢气源项进行敏感性分析。结果表明:在整个事故... 本文以秦山三期CANDU6机组为例,应用一体化严重事故分析MAAP5-CANDU程序建立CANDU6机组模型,选取主热传输系统发生小破口(SB-LOCA)作为始发事件,对不同破口尺寸和不同破口位置对堆芯及堆腔氢气源项进行敏感性分析。结果表明:在整个事故进程中,破口尺寸和破口位置对堆芯内氢气源项影响不大,且没有呈现明显的规律,堆芯氢气累积产量为69.9~85.6 kg;出口集管发生7%破口尺寸事故时,MCCI开始时间最早,为54.94 h,且堆腔氢气累积产量最大,为1768.4 kg;MCCI是CANDU机组严重事故期间氢气的主要来源,事故期间确保排管容器的完整性至关重要,将直接影响到安全壳屏障的完整性,这可为CANDU机组严重事故氢气风险预防、缓解措施的制定、评价和优化提供一定的理论参考。 展开更多
关键词 CANDU6 SB-loca 严重事故 氢气源项 MAAP5-CANDU
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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
8
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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Zr-1Nb-xFe合金在模拟LOCA下的高温蒸汽氧化行为
9
作者 王金鑫 姚美意 +6 位作者 林雨晨 陈刘涛 高长源 徐诗彤 胡丽娟 谢耀平 周邦新 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期670-680,共11页
为探究Fe对核燃料包壳锆合金抗高温蒸汽氧化性能的影响,利用配置蒸汽发生器的同步热分析仪模拟失水事故(LOCA)下的高温蒸汽氧化环境,对Zr-1Nb-xFe(x=0、0.05、0.2、0.4,质量分数,%)合金进行了800~1200℃下恒温3600 s的高温蒸汽氧化行为... 为探究Fe对核燃料包壳锆合金抗高温蒸汽氧化性能的影响,利用配置蒸汽发生器的同步热分析仪模拟失水事故(LOCA)下的高温蒸汽氧化环境,对Zr-1Nb-xFe(x=0、0.05、0.2、0.4,质量分数,%)合金进行了800~1200℃下恒温3600 s的高温蒸汽氧化行为研究。采用金相显微镜、Vickers硬度仪观察分析了氧化前后样品横截面的显微组织和硬度。结果表明,在800~1100℃蒸汽中氧化时,添加Fe使Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能变差,且影响复杂,不随Fe含量的增加呈单一变化规律;在1200℃蒸汽中氧化时,添加Fe对Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能影响甚微;随氧化温度升高,4种合金的氧化动力学规律发生变化,总体由抛物线→直线规律转变,还会发生多次转折,这与锆合金基体的α↔β和氧化膜的单斜(m)↔四方(t)相变过程密切相关。 展开更多
关键词 锆合金 失水事故 高温蒸汽氧化 显微组织 相变
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LOCA裕度监视系统仿真实验平台
10
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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CFETR氦冷偏滤器回路LOCA事故放射性释放分析 被引量：2
11
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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先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究
12
作者 王业辉 潘昕怿 张盼 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1172-1177,共6页
为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特... 为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特性,并开展了敏感性分析,得出如下结论:对于极限小破口工况,则至少需要1个稳压器安全阀和1列应急给水系统有效,才能避免事故早期一回路超压;对于相对较大的小破口工况,至少需要1列应急给水、1列中压安注系统和1列应急硼注入系统有效才能缓解事故;对于中破口工况,若破口尺寸相对较小,则需要1列应急给水、1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统和1列应急硼注入系统来缓解事故;若破口尺寸较大,则只需要1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统有效就可以缓解事故。 展开更多
关键词 冷却剂丧失事故 未能紧急停堆预期运行瞬态 事故分析
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LOCA工况下锆合金包壳的行为概述 被引量：7
13
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
14
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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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
15
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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SG LOCA摇晃动力响应数值分析 被引量：2
16
作者 黄茜 余晓菲 +3 位作者 齐欢欢 冯志鹏 姜乃斌 宋海洋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期82-86,共5页
经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了... 经过合理的简化与等效处理,建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器(SG)非线性有限元模型,将其与反应堆冷却剂环路(RCL)串联,开展了SG失水事故(LOCA)摇晃动力响应数值分析,得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律,并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比,结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响,应采用与RCL耦联的计算方式。 展开更多
关键词 蒸汽发生器(SG) 失水事故(loca) 摇晃 动力响应 非线性
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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
17
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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LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法 被引量：1
18
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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余热排出泵电机LOCA鉴定试验关键技术研究 被引量：3
19
作者 黄文有 帅剑云 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第4期94-98,共5页
对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲... 对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲击在12 s内完成。采用水力测功机作为电机负载。水力测功机安装在LOCA试验容器外,通过中间轴与LOCA试验容器内的电机连接。为减少传动系统振动,将中间轴固定在LOCA试验容器壁面,并采用大挠度联轴器。在试验中电机平稳运行,满足试验要求。 展开更多
关键词 loca鉴定试验 热冲击 电机运转
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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究
20
作者 吴丹 邓坚 +4 位作者 丁书华 辛素芳 鲜麟 毕树茂 毛辉辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期188-192,共5页
反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。 展开更多
关键词 冷却剂丧失事故(loca) 燃料棒 肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布 包壳峰值温度(PCT)
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