压水堆严重事故进程对注水时机的敏感性研究

来源 :中国核学会2007年学术年会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:awaydown
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
采用机理性严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4作为研究工具,以典型的西屋公司3环路压水堆为参考对象,建立了一个详细的严重事故计算模型。对于决定严重事故计算结果堆芯节点划分为:堆芯内157盒燃料组件沿径向由内向外依次划分为5个通道,每根燃料元件沿径向划分为5个节块,沿轴向划分为10个节块;为了模拟堆芯在失去几何形状情况下冷却剂的流道变化,模型的建立考虑了各通道的流量交混。选择一回路热段当量直径为20.32cm(8英寸)的失水事故(LOCA)作为初始事件,首先对无注水、无缓解措施下的基准事故进程进行了计算分析,随后研究了3种不同注水时机对严重事故进程的影响。3种注水时机分别为堆芯表面峰值温度(PCT)达到1100K、1300K、1500K时开始注水。计算中假设破损环路无注水,2条完整环路注水率各为32kg/S。 计算结果显示,压水堆严重事故进程对于注水的时机非常敏感。较早阶段的注水,如堆芯还没有出现锆水反应或者锆水反应刚刚开始但不是十分剧烈,那么此时的注水对于阻止堆芯熔化十分有效。较晚阶段的注水,如堆芯已经开始剧烈的锆水反应,则此时的注水反而会恶化事故进程,加速堆芯熔化。介于二者之间阶段的注水也不能终止事故进程,仅对事故起到一定程度的缓解作用。由于破口面积较大的失水事故进程演变非常迅速,上述所谓的较早阶段与较晚阶段相差只有数分钟。此外,对于破口面积较大的失水事故,锆水反应开始后堆芯出口温度与热通道出口温度均不能用来判断堆芯的损伤状态。因此,有必要对严重事故管理(SAM)的入口条件进行深入研究,例如采用安全壳压力、累积产生氢气质量等参数作为判断标准来实施严重事故管理。
其他文献
本文结合波导不变性和时反海底混响零点设置方法,提出了一种利用波导不变性实现时反混响零点展宽的方法。该方法利用一定带宽的发射信号,根据返回的海底混响信号,在中心频率
会议
研究了水平变化海洋环境中的声传播计算方法,将波束位移射线简正波理论应用于简正波-抛物方程理论,并将其应用于过渡海域声传播问题,理论计算结果与实验数据的比较表明,本方
描述了放射性源片及源带的相对测量数据处理方法及软件。本处理软件包含四部分内容: [1]strip型源带测量; [2]Disc型源带测量; [3]Strip型源片测量; [4]Disc型源片
会议
本文在黄海中部的海洋环境下,模拟了不同强度线性内波对声场匹配场时间相关的影响,分析了其与频率及声源位置等参数的关系,可以看出声源频率较低且位于跃层下时匹配场时间相
本文依据"水下目标对海洋环境噪声散射扰动"的理论表达式,在无限大海面噪声照射下,数值计算了刚性球目标散射的方向特性,目标声学对比度。初步结果表明:刚性球目标对海洋环境
船舶辐射噪声是非常复杂的,寻找新的特征是目前水下目标识别中的一项非常迫切而艰巨的任务。基于倒谱特征在声纹认证中的成功应用,在线性预测倒谱系数(LPCC)的基础上提出了一
会议
《基本人体生理学:正常功能与疾病机理》(Basic Human Physiology:Normal Function and Mecha-nisms of Disease)一书是由美国密西西比大学医学院生理学和生物物理学教研室
乌热尔图的短篇小说《瞧啊,那片绿叶》获得全国少数民族文学创作奖,是一件非常值得祝贺的事情.我国是一个多民族的大家庭,居住在祖国北陲——大兴安岭高山密林和伊敏河畔 I
针对边坡稳定分析中采用的强度折减有限元法,提出用温度场控制强度参数折减和变形参数调整的有限元法,对结构复杂的水库进水塔-地基3维结构进行稳定分析,较于传统的强度折减
根据我国核安全法规的要求,核电厂在申请首次装料批准书时,应提出初步制订的应急行动水平。应急行动水平(EAL)是宣布应急状态、启动应急组织以及防护行动决策的触发水平(阈值
会议