邵舸
- 作品数：9 被引量：21H指数：3
- 供职机构：上海交通大学机械与动力工程学院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金国家教育部博士点基金国家重点基础研究发展计划更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程更多>>
- 出口集管LLOCA始发严重事故分析被引量：1
- 2010年
- 采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故(LLOCA),同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭,使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效,慢化剂系统逐渐被加热,最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效。在LLOCA事故序列中叠加向排管容器中注水的缓解措施,可以终止事故进程,使堆芯保持安全、稳定的状态。
- 袁凯苑景田邵舸佟立丽曹学武
- 关键词：严重事故大破口失水事故
- 福清核电1、2号机组增大应急给水箱容积安全分析被引量：1
- 2013年
- 辅助给水系统(ASG)作为专设安全设施在主给水或启动给水不可用时向蒸汽发生器供水,以导出堆芯余热。为了提高电厂安全性,增加运行灵活性,福清核电1、2号机组对应急给水箱的有效容积进行了增加。本文采用机理性安全分析程序,建立核电厂分析模型,在计算过程中采用保守假设条件,选取II类工况下正常给水丧失事故,厂外电丧失事故,Ⅳ类工况下主给水管道破裂事故3条典型事故序列,分析改进后的应急给水箱容量是否满足压水堆核电J系统设计和建造规则(RCC-P)中的相关要求。结果表明,正常给水丧失事故所需辅助给水量为713m3,厂外电丧失事故所需辅助给水量为723m3,主给水管道破裂事故所需辅助给水量为799m3。改进后的应急给水箱容量满足II类,IV类工况下对辅助给水量的要求,并有一定的冗余,提高了电厂安全性,并为操纵员执行相关事故规程提供了一定的时间窗口。
- 佟立丽邵舸顾健薛峻峰彭建平王志强
- 三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究被引量：3
- 2015年
- 稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。
- 陈杰唐钢邵舸佟立丽
- 关键词：事故分析LOCA
- 反应堆主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响分析被引量：1
- 2013年
- 本工作耦合建立了600MW压水堆核电厂热工水力、裂变产物行为和放射性后果评价的分析模型,选取SB-LOCA、SGTR、SBO和LOFW等4个高压熔堆事故序列,研究了主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响,包括主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的缓解效应和其他负面影响。分析表明:实施主回路卸压可缓解高压熔堆事故序列下压力容器外的释放,但卸压工况下事故早期安全壳内的气载放射性活度较基准工况下的大。相关分析结论可作为严重事故管理导则制定的技术基础。
- 邵舸佟立丽曹学武
- 非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析被引量：6
- 2016年
- 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。
- 游曦鸣邵舸佟立丽曹学武
- 关键词：先进压水堆大破口失水事故小破口失水事故
- 出口集管LLOCA始发严重事故分析
- 采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故(LLOCA),同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的...
- 袁凯苑景田邵舸佟立丽曹学武
- 关键词：严重事故大破口失水事故
- 文献传递
- 压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估被引量：2
- 2015年
- 在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。
- 邵舸佟立丽曹学武
- 辅助给水系统配置改进的概率安全评价被引量：7
- 2012年
- 辅助给水系统的重要作用是带出反应堆冷却剂系统余热,在三里岛事故后对辅助给水系统的改进及其对核电厂事故的缓解作用受到了关注。为了提高核电厂的整体安全和系统可靠性,福清核电一期工程对核电厂专设安全设施辅助给水系统(ASG)进行设计改进。本文采用概率安全分析的方法构建了系统改进前/后ASG系统的故障树模型,对系统可靠性进行分析,采用β因子模型法对部件共因失效进行定量分析,并对故障树的割集进行计算,表明改进后ASGP0200和ASGP0300两个关键顶事件发生概率都显著减小,汽动泵列的最小割集发生概率占顶事件发生概率也显著降低。同时,针对与ASG系统相关始发事件建立事件树模型,考虑核电厂功率运行工况,ASG系统改进前/后对核电厂堆芯损伤频率(CDF)的贡献以及始发事件组对CDF的贡献百分比进行了计算,结果表明,ASG系统改进后,降低了核电厂的CDF,使核电厂安全获得改善。
- 邵舸佟立丽曹学武薛峻峰吴其方王勇严颖第
- 关键词：故障树分析
- 基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析
- 2015年
- 采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。
- 邵舸佟立丽曹学武
