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针对核电厂严重事故后丧失内外电源的工况,提出了通过提取乏燃料水池(简称乏池)余热进行发电以实现乏池长期自安全冷却的方案。通过基于乏池余热的热力过程分析、工质选择、关键设备热力分析、系统方案设计研究,探讨了严重事故后利用乏池余热实现乏池长期自安全冷却的可行性。研究表明,根据核电厂严重事故后的工况环境以及系统输出功率,可采用上原循环或国海循环来建设乏池余热自发电系统。对于在役堆型和新堆型,该系统均可保证实现乏池余热的持续排出,满足乏池温度低于80℃的要求,从而实现乏池的自安全冷却。 相似文献
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针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对缓慢,但乏燃料组件的熔化及产生的氢气风险还是可能最终造成放射性向环境的大量释放。此外,本文还对乏燃料水池严重事故管理导则中的应急注水策略和氢气风险管理策略的有效性进行了计算分析,得到了严重事故下执行相关策略的时间窗口,从而为同类型核电厂严重事故管理导则的开发和有效执行提供支持。 相似文献
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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(NuclearRegulatoryCommission)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。 相似文献
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比较分析了近年来国际上主要研究机构/组织在生物剂量评估工作中剂量率限值的研究成果。欧洲ERICA项目和PROTECT项目使用FREDERICA效应数据库中的辐射效应数据估计单个生物物种的关键毒理数据EDR10,使用不同物种的EDR10与剂量率数据,建立物种敏感分布(SSD)曲线,采取物种敏感分布法推算出生物的筛选剂量率。在此基础上,结合我国放射生态学研究现状,提出了我国生物剂量率限值研究的相关建议。 相似文献
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以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆•年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆•年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。 相似文献
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