MCCI过程中混凝土类型对安全壳的影响 被引量：3

1

作者 石兴伟 兰兵 +3 位作者 毕金生 靖剑平 李朝君 张春明 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期78-84,共7页

堆芯熔融物-混凝土相互作用(Molten Corium-Concrete Interaction,MCCI)是安全壳晚期失效的重要影响因素之一,可能引起安全壳功能丧失并导致大量放射性物质向环境释放。因此有必要研究和分析混凝土类型对MCCI现象的影响,以评估MCCI过程... 堆芯熔融物-混凝土相互作用(Molten Corium-Concrete Interaction,MCCI)是安全壳晚期失效的重要影响因素之一,可能引起安全壳功能丧失并导致大量放射性物质向环境释放。因此有必要研究和分析混凝土类型对MCCI现象的影响,以评估MCCI过程中安全壳潜在的失效风险。应用严重事故一体化分析程序MELCOR2.1,建立了大功率非能动反应堆安全壳整体模型和堆坑模型,分别研究了熔融物与典型玄武岩混凝土和石灰石-沙混凝土的相互作用,评价了该作用对安全壳完整性带来的风险。分析结果表明:在MCCI过程中,两种典型类型的混凝土的消融速度明显不同,玄武岩混凝土具有更高的侧壁消融速度;但是石灰石-沙混凝土具有更高的不凝气体产气量。研究表明:安全壳底板失效时间远超过24 h,与混凝土类型无关;计算得到的安全壳压力均低于C级承载压力,满足保护安全壳裂变产物边界24 h的目标。 展开更多

关键词 MELCOR 2.1 安全壳 熔融物-混凝土相互作用 不凝气体 严重事故

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CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析 被引量：2

2

作者 周克峰 冯进军 +2 位作者 曹小平 褚倩倩 石俊英 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期438-447,共10页

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故... 为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。 展开更多

关键词 melcor2.1程序 CPR1000型核电厂 全厂断电事故 缓解措施

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大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究 被引量：1

3

作者 石兴伟 兰兵 +2 位作者 靖剑平 毕金生 张春明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期250-256,共7页

应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表... 应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。 展开更多

关键词 melcor2.1 严重事故 小破口 大功率非能动压水堆 堆芯熔毁

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MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展 被引量：5

4

作者 周克峰 陈召林 +3 位作者 冯进军 高强 李茂林 刘运陶 《核安全》 2013年第3期62-67,共6页

MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。 展开更多

关键词 MELCOR 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展

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大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究 被引量：2

5

作者 毕金生 靖剑平 +2 位作者 石兴伟 宋祖荣 胡文超 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期597-603,共7页

采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比... 采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。 展开更多

关键词 严重事故 校核计算 MELCOR 缓解措施

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严重事故情况下环形燃料堆芯氢气产量分析 被引量：1

6

作者 张应超 史晓磊 +1 位作者 季松涛 何晓军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期299-304,共6页

秦山Ⅱ期核电站反应堆堆芯采用环形燃料后,锆装量将增加约88%,在严重事故情况下,堆芯氢气产量的变化是一值得关注的问题。利用MELCOR程序模拟环形燃料堆芯,建立典型严重事故序列分析模型,分析结果表明:在堆芯熔化过程中,与传统棒状燃料... 秦山Ⅱ期核电站反应堆堆芯采用环形燃料后,锆装量将增加约88%,在严重事故情况下,堆芯氢气产量的变化是一值得关注的问题。利用MELCOR程序模拟环形燃料堆芯,建立典型严重事故序列分析模型,分析结果表明:在堆芯熔化过程中,与传统棒状燃料堆芯相比,环形燃料堆芯氢气产量没有明显增加,使用环形燃料还能推迟事故进程,缓解事故后果。核电站采用环形燃料,不会增大氢气燃烧的风险。 展开更多

关键词 环形燃料 棒状燃料 MELCOR程序 氢气 全厂断电严重事故

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CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

7

作者 周克峰 冯进军 +2 位作者 曹小平 褚倩倩 石俊英 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期657-666,共10页

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故... 为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。 展开更多

关键词 melcor2.1程序 CPR1000型核电厂 全厂断电事故 缓解措施

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析 被引量：1

8

作者 毛辉辉 陈树 +2 位作者 邓坚 向清安 肖红 《科技视界》 2015年第20期5-6,100,共3页

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。 展开更多

关键词 PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序

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全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析 被引量：2

9

作者 向清安 邓纯锐 +1 位作者 陈宝文 冯进军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期17-21,共5页

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV... 使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。 展开更多

关键词 自然循环 蠕变失效 TMLB' MELCOR 2.1程序

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核电厂大LOCA始发严重事故下氢气源项的敏感性分析 被引量：3

10

作者 郭连城 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期69-74,108,共7页

采用MELCOR程序,以600MW级核电厂为研究对象,在以大破口失水事故为始发事件的严重事故中,针对不同的破口尺寸及破口位置对堆芯内锆-水反应及堆腔内熔融堆芯与堆腔混凝土之间的相互作用(MCCI)中氢气源项的影响进行敏感性分析。结果表明,... 采用MELCOR程序,以600MW级核电厂为研究对象,在以大破口失水事故为始发事件的严重事故中,针对不同的破口尺寸及破口位置对堆芯内锆-水反应及堆腔内熔融堆芯与堆腔混凝土之间的相互作用(MCCI)中氢气源项的影响进行敏感性分析。结果表明,在大破口始发的严重事故中,不同的破口尺寸对氢气源项的影响不大;而在破口尺寸相同的情况下,破口发生在主管道热段时,产氢速率的峰值最大;破口发生在主管道冷段时,累积的总产氢量最大。 展开更多

关键词 MELCOR程序 氢气源项 敏感性分析

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压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用 被引量：2

11

作者 魏严凇 李文双 +2 位作者 史晓磊 李载鹏 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期385-388,共4页

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参... 事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。 展开更多

关键词 压力容器水位 堆芯损伤评价 应急响应 MELCOR程序

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船用堆事故下喷淋系统对放射性核素去除能力计算分析 被引量：2

12

作者 何翼麟 张帆 +1 位作者 袁名礼 王坤 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期951-959,共9页

船用堆严重事故情况下气载放射性物质的释放对操作人员危害较大,本文选取典型失水事故,基于严重事故一体化计算程序MELCOR,对喷淋系统放射性核素的工程去除能力进行评估,通过改变喷淋参数,研究喷淋条件对减少气载放射性物质的影响。结... 船用堆严重事故情况下气载放射性物质的释放对操作人员危害较大,本文选取典型失水事故,基于严重事故一体化计算程序MELCOR,对喷淋系统放射性核素的工程去除能力进行评估,通过改变喷淋参数,研究喷淋条件对减少气载放射性物质的影响。结果表明:在相同的喷淋条件下,改变喷淋系统投入阈值,会使放射性核素的释放总量发生变化;喷淋系统的投入能减少卤素、碱金属气载量,但对惰性气体去除能力有限;随着喷淋液滴粒径的减小,喷淋对气载放射性物质的去除作用加强;喷淋剂pH的改变对气载放射性物质在喷淋中的去除效果无显著影响。 展开更多

关键词 严重事故 喷淋 气载放射性物质 MELCOR程序

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小型动力堆断电严重事故下熔融物分层对事故后果的影响研究 被引量：1

13

作者 袁名礼 张帆 +1 位作者 王坤 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1078-1083,共6页

采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后"堆坑"不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为... 采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后"堆坑"不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对"堆坑"熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。 展开更多

关键词 断电 熔融物 MELCOR程序 堆芯熔融物与混凝土相互作用

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秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证 被引量：1

14

作者 王勇 魏严凇 +1 位作者 史晓磊 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期666-670,共5页

在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解... 在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。 展开更多

关键词 严重事故管理导则 MELCOR程序 严重事故 缓解对策有效性

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核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析 被引量：3

15

作者 袁璐 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2036-2042,共7页

基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时... 基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明:压力容器内的氢气产量在239~424 kg范围内,相当于34.5%~61.2%锆-水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。 展开更多

关键词 不确定性分析 严重事故 MELCOR程序 氢气源项

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中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价 被引量：2

16

作者 魏玮 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期302-306,共5页

应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC(Nuclear Regulatory Commission)认证的"堆芯损伤评价导则(CDAG)"应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的... 应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC(Nuclear Regulatory Commission)认证的"堆芯损伤评价导则(CDAG)"应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明,CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故(LOCA)堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性、推进现有核电厂建立严重事故管理导则具有重要的参考价值。 展开更多

关键词 堆芯损伤评价 严重事故 MELCOR程序 冷却剂丧失事故

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海洋核动力平台严重事故源项初步研究

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作者 王琮 王珏 《科技创新导报》 2018年第28期98-101,共4页

基于核安全监管机构技术导则,研究了源项分析在陆基大型反应堆选址、事故分析和二级概率安全评价(PSA)等领域的应用。通过分析技术导则所采用的计算方法与假设,给出海基小型轻水堆的分析选取建议。同时,针对海洋核动力平台建立MELCOR程... 基于核安全监管机构技术导则,研究了源项分析在陆基大型反应堆选址、事故分析和二级概率安全评价(PSA)等领域的应用。通过分析技术导则所采用的计算方法与假设,给出海基小型轻水堆的分析选取建议。同时,针对海洋核动力平台建立MELCOR程序计算模型,并根据一级PSA分析结果选取典型事故序列。通过开展现实的计算,得出放射性核素质量释放份额等重要参数。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 严重事故源项分析 MELCOR程序

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浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性

18

作者 王珏 王琮 +1 位作者 刘建阁 李龙泽 《舰船科学技术》 北大核心 2019年第19期84-88,共5页

为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系... 为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。 展开更多

关键词 核动力装置 堆舱系统 瞬态热工水力 RELAP5程序 MELCOR程序

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