基本介紹
- 中文名:反應堆事故模擬
- 外文名:simulation of reactor accident
- 類別:核物理
- 目的:減少或避免危害
國際原子能機構(IAEA)將反應堆事故定義為“對人類,環境或設施造成重大後果的事件核反應堆事件”。例如,對個人的致命影響,對環境的大量放射性釋放,或反應堆堆芯熔化。為了避免此類悲劇再次發生,因此進行相關的反應堆事故模擬刻...
嚴重事故後堆芯各結構的升溫與熔融失效行為是引|起巨大環境破壞和公眾反核的主要原因。本實驗項目基於中山大學自主研發的反應堆嚴重事故仿真成果開發,實驗逼真地展示了嚴重事故觸發過程、反應堆堆芯熔融、堆芯熔融物遷移、下支撐板熔穿及...
壓水堆核電廠事故仿真模擬是西安交通大學建設的虛擬仿真實驗課程。課程簡介 核反應堆安全分析課程的教學動手實踐困難、內容抽象 ,需要通過虛擬現實構建高度仿真的核電廠系統虛擬實驗環境,讓學生在虛擬環境中開展實驗。從壓水堆核電廠典型設計...
先進反應堆模擬器 該模擬器由美國微模擬技術公司開發,在一般的個人電腦上運行。它模擬600 MWe範圍內的PWR、BWR和HWR。對PWR型式而言,模擬器包括西方設計的帶垂直倒U形彎管蒸汽發生器的堆,如前蘇聯設計的帶水平蒸汽發生器的堆,以及...
反應堆安全實驗是通過近似於實際的試驗,驗證在模型上得出的計算結果和較小規模的初步實驗結果的一致性。從而可以更好地理解失水事故時的物理過程和儘可能實現用計算機模擬來描述,徹底研究已有的安全餘量或失靈極限和進一步發展防止出現事故...
MELCOR程式是美國SANDIA國家實驗室為美國核管會開發的嚴重事故分析程式,能模擬輕水反應堆嚴重事故進程的主要現象,計算放射性核素的釋放及其後果。MELCOR程式經過許多試驗數據的驗證和嚴重事故分析程式的相互驗證,對事故進程的模擬具有很高的...
此外,採用計算流體動力學方法對熔融物在管道內的凝固過程進行了數值模擬研究,研究表明:隨著熔融物的入口初速度、入口壓頭和管道壁面溫度的增加,熔融物流動穿透長度也將增加,而且壁面溫度的增加將推遲熔融物的凝固時間;高熔點熔融物的...
數值反應堆(又稱虛擬反應堆,簡稱數值堆)是一種計算機模擬軟體,用於對真實核反應堆進行CAD建模、運行模擬、材料性能分析等等。數值堆可以為核能行業帶來多種優勢:降低反應堆工程建設成本;提高反應堆安全性;協助促進核廢物最小化。定義...
1979年3月,美國賓夕法尼亞州的哈里斯堡核反應堆發生一起事故,由於迅速及時地採取措施,完美地排除了即將發生的一場悲劇。這一事故使人們在核安全系統方面進行了一些修改,即不僅配備活性物質,還要配備純性物質,確保全全。 原子能研究...
整體效應實驗 系指對包含多種效應的熱工過程進行的全系統模擬實驗,用以觀測各種效應之間的相互影響和反饋關係,驗證、改進和完善描述該過程的電腦程式。整體效應實驗的典型例子有:反應堆一迴路自然循環實驗,反應堆冷卻劑系統的小破口和...
馬維肯反應堆是重水反應堆,但被證明在瑞典是不適用的。但可以作為建造和設計的參考以及安全研究的重要設施,如在馬維肯反應堆上可全尺寸模擬反應堆嚴重事故。簡介 馬維肯是重水反應堆,但被證明在瑞典是不適用的。它被作為建造和設計的...
在研究中,詳細研究了溫度低於400℃時燃料的行為,想模擬研究堆燃科在瞬態或反應性引發事(RIA)條件下的溫度偏差,在溫度低於400℃首次發現因透板 裂紋使小板破損。並詳細討論了小板燃料破損閾值和破損機理。該結果可以作為水冷研 究堆...
以及流量控制器失靈引起沸水堆堆芯流量增大;(e)化學和容積控制系統失靈(壓水堆)引起反應堆冷卻劑中硼濃度降低;(f)燃料組件意外裝錯位置和在錯誤位置下運行;(g)各種彈棒事故(壓水堆);(h)各種落棒事故(沸水堆)(5)反應堆冷卻劑...
1、能用於核電站運行操作培訓;2、 能用於瞬態和重要事故工況分析和培訓;3、能進行控制系統仿真模型和計算技術的研究;4、反應堆、一迴路主冷卻劑系統模擬,一迴路控制系統模擬。蒸汽系統模擬,汽輪機旁排、蒸汽發生器給水控制系統模擬。
核設施安全系統、先進核能系統等密切相關的設計、實驗、分析、模擬、驗證工作;研究領域包括第四代核反應堆之一的超臨界水冷反應堆(SCWR)研究、核電站安全分析、嚴重事故分析及對策研究,以及聚變堆熱工水力安全問題研究等。
反應堆失冷事故:“LOCA”(Loss-Of-Coolant Accident)當冷卻劑迴路管道或設備破裂、或冷卻劑流量中斷,造成堆芯失去冷卻,可導致燃料元件的損壞和熔化。為防止失冷事故,堆內設有安全保護系統和堆芯事故冷卻系統,保證一旦出現事故能及時...
溫茨凱爾反應堆事故(Windscale reactor accident)是2014年公布的放射醫學與防護名詞。定義 1957年10月8日英國軍用的溫茨凱爾(現為塞拉菲爾德)設施1號氣冷石墨反應堆,由於工作人員操作失誤,導致堆芯熔化,反應堆石墨起火,大火持續3天,...
反應堆熱工試驗 模擬反應堆冷卻劑系統在正常運行和假想事故過程中可能出現的各種傳熱和流體動力學現象,研究其內在規律,建立和發展數學模型,確定換熱基本關係式和經驗常數的實驗研究工作。
當地時間2015年6月3日11時26分許(台北時間10時26分),韓國全羅南道靈光郡的“韓光”核電站2號機組核反應堆突然停止運轉,未發生髮射性物質泄漏。事件經過 韓國相關方面稱,發電站處於“安全狀態”,無放射性物質泄漏,正在調查核...
3.3.6 燃料與冷卻劑相互作用相關數值模擬研究 3.4 安全殼隔離失效 參考文獻 第4章 安全殼晚期失效 4.1 安全殼晚期失效模式 4.2 熔融物與混凝土相互作用 4.2.1 MCCI的主要現象 4.2.2 MCCI的主要實驗項目 4.2.3 ...
間接物理量測量系統 除了直接的物理量監測系統外,為了便於對反應堆工作狀態的監察,近年來還開發了間接物理量監測裝置,如反應性模擬器、偏離泡核沸騰(DNB)比等。監測系統的特點 反應堆儀表監測系統具有如下特點:①與反應堆的安全密切相關...
反應堆熱工實驗是2020年公布的電力名詞。定義 模擬反應堆冷卻劑系統在正常運行和假想事故過程中可能出現的各種傳熱和流體動力學現象,研究其內在規律、建立和發展數學模型、確定換熱基本關係式和經驗常數的實驗研究工作。出處 《電力名詞》。
失流事故是指反應堆冷卻劑系統因主泵失去電源、斷軸或卡軸等電氣或機械故障而使反應堆冷卻劑流量減少或中斷的事故。此時冷卻劑流量與堆功率失配,導致堆芯燃料包殼溫度迅速上升,此時可能導致燃料元件破損。LOFA事故的演變時間很短,一般...
此外,功率調節系統需與核測系統、反應堆保護系統、棒位測量與指示系統,以及其它控制、調節系統相互作用、聯鎖,是一邏輯較複雜、規模較龐大的系統。國內運行的核電站和大部分試驗堆上的功率控制系統大都採用模擬式技術。隨著反應堆的儀表控制...
計算機系統是核電廠仿真機的核心部分,核電廠的反應堆,以及各工藝系統的物理過程和特性的模擬是通過它來實現數學仿真的。核電廠的邏輯控制系統及電氣系統亦由上述計算機系統來模擬,而核電廠的數位化控制系統,包括核電廠核電廠計算機系統及...