郭丁情
- 作品数：11 被引量：17H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重点基础研究发展计划国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程更多>>
- 重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析被引量：3
- 2015年
- 核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。
- 宫海光郭丁情佟立丽曹学武
- 关键词：重水堆点火器
- 动态故障树在主蒸汽管道破裂事故风险评价中的初步应用研究
- 2022年
- 冗余设计使核电厂系统广泛存在复杂时序失效行为,而基于静态故障树(Static fault tree,SFT)的事故风险评价无法对时序失效行为进行准确模拟。为解决这一问题,本工作提出一种基于事件树+动态故障树(Dynamic Fault Tree,DFT)的事故风险分析框架,并以典型三代压水堆主蒸汽管道破裂事故为例,开展动态事故风险案例分析。首先,建立主蒸汽管道破裂事故的事件树模型以及相关系统的DFT模型;其次,将系统故障树分为DFT模块和SFT模块,并将DFT树模块替换为超级事件参与后续计算;最后,采用割集法计算案例结果,并在相同条件下与传统SFT方法进行对比。案例分析结果表明:(1)相较于SFT方法,所提方法更为贴近系统的真实失效场景;(2)针对文中案例所提方法可以降低相关系统失效概率与部分事故序列的发生频率、有助于释放保守风险。
- 郭丁情王韶轩林志贤戈道川曹学武
- 关键词：事故风险评价动态故障树核电厂可靠性
- 蒸汽份额对安全壳内氢气分布的影响
- 2008年
- 核电厂严重事故下安全壳内氢气的热工水力特性极其复杂,安全壳内氢气的流动与分布受多种因素影响,如安全壳通路、产氢速率、水蒸气份额等。本文使用三维计算流体力学软件CFX研究安全壳内的氢气浓度分布,关注在产生的混合气体中水蒸气份额对安全壳内氢气分布的影响。研究结果表明:所产生的混合气体中的水蒸气份额越高,水蒸气从破口区域携带出来的氢气越多;水蒸气促进了安全壳内的空气流动,导致破口区域的氢气浓度较低,其他区域的氢气分布则较为均匀。
- 郭丁情程章华曹学武
- 关键词：严重事故水蒸气
- 压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究被引量：5
- 2009年
- 针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性。
- 武铃珺郭丁情曹学武
- 关键词：大破口失水事故
- 严重事故下氢气控制系统的优化设计被引量：2
- 2009年
- 采用一体化严重事故仿真程序,对600 MW核电厂严重事故下氢气控制系统进行功能分析及优化设计,并提出工程上可实施的氢气控制系统优化准则。结果表明:该氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则;改变非能动氢气复合器的布置方案,在有效缓解氢气风险的前提下,尽量降低复合器数量,优化结果为优化方案2优于优化方案1,优化方案1优于原拟定方案。
- 佟立丽曹学武郭丁情
- 关键词：严重事故优化设计
- 动态故障树技术及其在复杂核能系统概率安全评估中的应用展望被引量：1
- 2021年
- 用动态故障树弥补传统故障树对系统时序失效行为建模能力的不足,改进和完善现有核电厂系统可靠性和概率风险评价方法,已成为核电厂概率安全研究的一种发展趋势。近30年来,动态故障树的建模理论和分析技术已日趋成熟,并初步形成了以蒙特卡洛(MC)数值模拟、马尔科夫链模型以及组合法三类主要分析方法。本文将从动态故障树的分析方法、在核能系统可靠性评价中的应用、未来的发展趋势三个方面进行阐述,着重分析动态故障树分析方法的特点,提出了核电厂时序失效行为与特性以及未来动态故障树在核能系统中的发展方向,为动态故障树方法在核能系统可靠性和概率风险分析中的应用提供理论依据和实践指导。
- 王韶轩郭丁情李学礼林志贤戈道川汪建业
- 关键词：动态故障树
- 燃料路径PSA应用实践
- 2023年
- 为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明,燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级,但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的,但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大,并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件,事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计,可以有效降低燃料热力损坏风险。
- 王明郭丁情郭丁情侯闻宇张冰王金凯
- 关键词：概率安全分析
- 核电厂严重事故下辐射环境蒙特卡罗模拟及方法应用研究
- 2021年
- 本文基于核电厂严重事故下辐射环境的蒙特卡罗模拟需求,针对模拟计算中经常存在的深穿透区域计数结果很难或者无法收敛的问题,在相关理论基础上,结合蒙特卡罗正算输运的特点建立了迭代计算产生偏倚参数的具体方案,形成了一套完整的全局减方差方法的应用流程。为了验证方法的应用效果,本文针对核电厂模型开展了相关迭代计算,并与直接模拟的情形进行了对比,对比结果表明,采用通量权窗指导粒子输运,问题几何的全局范围内都实现了减方差的效果,模拟质量和效率(品质因数)都获得了大幅度提升,初步验证了方法在解决深穿透问题方面的有效性。
- 王学栋郭丁情佟立丽佟立丽
- 关键词：蒙特卡罗深穿透
- 300 MWe压水堆核电厂IVR策略研究
- 利用RELAP/SCDAP计算机程序，针对300MWe压水堆核电厂建立模型，研究电厂在TMLB’(全厂断电并且汽动辅助给水泵失效)严重事故下保持压力容器下封头完整性，将堆芯熔融物保持在压力容器内(in-vessel re...
- 陶俊郭丁情曹学武
- 关键词：压水堆核电厂计算机程序压力容器
- 文献传递
- SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析被引量：1
- 2008年
- 针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响。结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500 kg;破口位置对氢气的产生影响较小。
- 郭丁情邓坚曹学武
