基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析 被引量：5

1

作者 胡海平 刘全友 +1 位作者 王盟 陈艳芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第4期641-645,共5页

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在... 应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在72h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。 展开更多

关键词 maap5程序 秦山核电站 严重事故 安全壳 完整性

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基于MAAP5的严重事故模拟机开发 被引量：5

2

作者 魏巍 李青 +2 位作者 冉晓隆 侯雪燕 严舟 《中国核电》 2019年第5期547-552,共6页

现有核电全范围模拟机以其完备的核电厂系统设备模型及逼真的操作环境,在核电厂操纵人员培训方面有着不可替代的作用。但由于FSS不包含严重事故模型,无法进行严重事故的仿真模拟,因此也就无法进行严重事故的相关培训。通过将成熟的一体... 现有核电全范围模拟机以其完备的核电厂系统设备模型及逼真的操作环境,在核电厂操纵人员培训方面有着不可替代的作用。但由于FSS不包含严重事故模型,无法进行严重事故的仿真模拟,因此也就无法进行严重事故的相关培训。通过将成熟的一体化严重事故分析软件MAAP5与现有FSS集成开发严重事故模拟机,实现对严重事故工况的模拟,从而为核电厂相关工作人员提供EOP、SAMG、EDMG等的相关培训演练和考核提供有效的手段。对MAAP5与FSS集成技术进行深入研究,给出关键技术的解决方案,并通过测试验证了该集成技术能够很好的解决模拟机开发的问题,为严重事故模拟机开发扫清了技术障碍。 展开更多

关键词 严重事故模拟机 maap5 集成技术 FSS

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基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析

3

作者 黄雄 王盟 +3 位作者 魏巍 谢政权 单福昌 林旭升 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期95-100,共6页

应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:M... 应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:MAAP5.04程序采用了更加符合物理实际过程的过渡段水封模型,直接反应在蒸汽发生器二次侧的热肼效应,使得蒸汽发生器行为和安全壳压力表现出一定的进程差异性;另外由于一次侧自然循环载热作用,使得MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、安全壳氢气源项行为上表现出一定的差异性,相关数据可为MAAP5程序的使用、评价提供重要的参考。 展开更多

关键词 maap5 堆芯行为 氢气源项 安全壳

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MAAP5程序堆芯捕集器模型分析

4

作者 方思聪 《电子技术应用》 2022年第S01期88-91,共4页

为了进一步提升MAAP程序的模拟能力,EPRI基于韩国的堆芯捕集器结构开发了分析模型。对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了解读,阐述了其冷却通道的模化和流动传热模型,分析了现有模型对临界热负荷(CHF)的评估和预测能力。堆芯捕集器的... 为了进一步提升MAAP程序的模拟能力,EPRI基于韩国的堆芯捕集器结构开发了分析模型。对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了解读,阐述了其冷却通道的模化和流动传热模型,分析了现有模型对临界热负荷(CHF)的评估和预测能力。堆芯捕集器的结构类型较多,从结构对象模化的角度初步探讨了现有分析模型对其他EVR设计方案的适应性,相关内容可为从事核电厂严重事故相关工作的人员提供参考,并可为EVR分析模型进一步功能升级提供支撑。 展开更多

关键词 maap5 熔融物滞留 堆芯捕集器

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MAAP5程序堆芯捕集器模型分析

5

作者 王盟 《科技视界》 2019年第35期133-133,130,共2页

文中对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了较为深入的描述,并对国际上现有EVR设计方案进行适应性分析,现有MAAP5程序堆芯捕集器模型还需要进一步的试验数据验证和模型适应性升级。

关键词 maap5 堆芯捕集器

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CANDU6机组SB-LOCA始发严重事故下氢气源项分析

6

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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面向华龙一号的新一代严重事故模拟机研制

7

作者 陈雨晴 黄雄 +2 位作者 魏巍 俞慧 赖伟 《电子技术应用》 2024年第S01期116-122,共7页

华龙一号全范围模拟机主要用于培训与考核华龙一号电厂的操纵员和高级操纵员,而当前华龙一号全范围模拟机难以满足电厂对于严重事故场景的培训和演练需求,故需要对全范围模拟机进行严重事故功能的扩展。详述了面向华龙一号的新一代严重... 华龙一号全范围模拟机主要用于培训与考核华龙一号电厂的操纵员和高级操纵员,而当前华龙一号全范围模拟机难以满足电厂对于严重事故场景的培训和演练需求,故需要对全范围模拟机进行严重事故功能的扩展。详述了面向华龙一号的新一代严重事故模拟机的研制路线,并选取典型的严重事故工况开展软件集成后的测试。结果表明,全范围模型与MAAP5模型可以实现耦合,华龙一号严重事故模拟机可满足华龙一号堆型严重事故仿真的需求,并且底层模型切换过程可达到平滑无阶跃。 展开更多

关键词 华龙一号 严重事故模拟机 maap5

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龙门核电站复合式灾难下断然处置的有效性分析 被引量：1

8

作者 钟晓龙 郑捷庆 +2 位作者 邓治东 王德全 康哲诚 《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2014年第2期176-181,共6页

2011年日本的"311"地震与海啸复合式灾难,造成福岛一厂发生全厂断电事故,安全冷却系统与电力系统失效,最终导致放射性物质外释,给日本及周边各国带来深远影响,核能电厂安全再次引起全球关注.目前中国大陆采用技术较为成熟的... 2011年日本的"311"地震与海啸复合式灾难,造成福岛一厂发生全厂断电事故,安全冷却系统与电力系统失效,最终导致放射性物质外释,给日本及周边各国带来深远影响,核能电厂安全再次引起全球关注.目前中国大陆采用技术较为成熟的压水堆,国内外许多学者和科研机构对其进行了深入研究,形成了较为完整的安全性分析.而台湾地区核一厂与核二厂均采用沸水堆,兴建中的龙门电厂采用进步型沸水堆,是福岛事故中反应堆的改进型,加之地理上又处于台风地震多发区,对其进行复合型灾难下救援措施有效性的分析是一份非常重要的工作.采用美国FAI公司研发的严重核事故分析程序MAAP5,以复合式灾难为背景,针对龙门电厂机组断然处置(URGs)措施进行有效性分析.研究结果表明,当发生超过设计基准的复合型灾难时,紧急操作规程(emergency operator procedures,EOPs)已经不能应对,需迅速采用URGs措施.生水池或消防水的灵敏度为567.75L/min,在此流量之上即可维持最高燃料包壳温度小于1 088.6K,使电厂进入相对安全的境况. 展开更多

关键词 龙门电厂 核电安全 maap5 断然处置

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基于DLL的GOTHIC 8.0程序氢气复合器模拟方法研究 被引量：3

9

作者 孙婧 王辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期467-473,共7页

非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公... 非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公式计算、MAAP5程序算例计算结果进行比较,结果符合度高,验证了该方法的合理性。本文提供的模拟方法不仅为安全壳氢气风险缓解分析提供了新方法,也为GOTHIC程序开发提供了新思路。 展开更多

关键词 GOTHIC 8.0程序 外部动态链接库 非能动氢气复合器 maap5程序 大破口失水事故

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核电厂严重事故在线诊断及评估专家系统ADEES开发 被引量：2

10

作者 魏巍 李青 +3 位作者 谢政权 黄雄 马国扬 谢明亮 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1113-1121,共9页

在核电厂严重事故条件下,核应急响应人员需要判断电厂事故所处的状态并给出正确事故处置决策。核事故在线诊断及评估专家系统(ADEES)以MAAP5软件作为计算内核,利用机组传感器采集的有限数据(或模拟机数据)作为输入,诊断电厂当前所处于... 在核电厂严重事故条件下,核应急响应人员需要判断电厂事故所处的状态并给出正确事故处置决策。核事故在线诊断及评估专家系统(ADEES)以MAAP5软件作为计算内核,利用机组传感器采集的有限数据(或模拟机数据)作为输入,诊断电厂当前所处于的事故阶段和根本原因,应用电厂热工水力模型在线跟踪机组的事故状态,再利用跟踪获得的事故状态作为起点来预测事故的发展、评价干预措施的效果,指导电厂技术支持人员执行SAMG,从而为应急决策及事故处置提供辅助支持。本研究得到国家重点研发计划(编号:2019YFB1900700)的资助。 展开更多

关键词 严重事故 ADEES maap5 SAMG 应急决策 事故处置

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320 MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析 被引量：2

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作者 黄秋兰 王盟 +2 位作者 严舟 胡海平 刘全友 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期101-105,共5页

应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 ... 应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。 展开更多

关键词 maap5 320 MW核电机组 高压熔堆事故 安全壳 完整性

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三代非能动核电厂事故后惰化氢气缓解措施有效性分析 被引量：1

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作者 黄雄 魏巍 +3 位作者 马国扬 谢明亮 冉晓隆 魏兴 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期939-945,共7页

应用一体化严重事故分析MAAP5程序,建立三代非能动核电厂的安全壳模型,选取核电厂一回路主管道发生双端断裂叠加PRHR失效、IRWST重力注射失效作为始发事件,对事故进程、氢气源项、事故后惰化氢气缓解措施有效性和事故后惰化注入位置进... 应用一体化严重事故分析MAAP5程序,建立三代非能动核电厂的安全壳模型,选取核电厂一回路主管道发生双端断裂叠加PRHR失效、IRWST重力注射失效作为始发事件,对事故进程、氢气源项、事故后惰化氢气缓解措施有效性和事故后惰化注入位置进行研究。结果表明:在整个事故过程中,堆芯锆合金与水反应产氢量累计为266kg,释放速率峰值可达0.55kg/s;事故后惰化CO_(2)注入氢气缓解措施可有效降低安全壳内氢气燃烧风险,且在1号SG源项隔间,源项隔间注入惰化气体CO_(2)比安全壳上部注入等量CO_(2)的效果更明显;在采取事故后惰化缓解安全壳内氢气风险时,我们必须考虑安全壳抽气系统防止安全壳超压威胁安全壳的完整性。 展开更多

关键词 maap5程序 事故后惰化 氢气风险

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中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

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作者 于承鑫 郝斌 邓玲玲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期128-134,共7页

针对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统(RRA)连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故(LOCA),采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同... 针对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统(RRA)连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故(LOCA),采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。 展开更多

关键词 严重事故 中压安注 反应堆余热排出系统(RRA)连接模式 maap5 冷却剂丧失事故(LOCA)

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