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采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后“堆坑”不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对“堆坑”熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。 相似文献
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针对船用核动力装置的特点,建立了船用堆一、二回路及控制系统的RELAP5模型,用RELAP5/MOD3.2程序对典型船用堆经济巡航工况下发生全部电源丧失事故进行模拟,分析了4种耗汽工况对事故进程的缓解效果。分析表明:事故后合理的耗汽运行方案能明显延缓事故进程,延缓时间为小时级别;耗汽量越小,二回路设备运行时间越长,二回路热阱持续时间也越长,一回路事故进程越缓慢。但太小的耗汽量会引起事故过程中蒸汽发生器(SG)二次侧水位过高甚至满水,进而威胁二回路设备的正常运行。同时,二回路设备数量众多,不同设备的最低运行汽量也不尽相同,应选择最有用和最低耗汽量的设备耗汽运行。本研究能对实际船用堆事故下的应急处理提供参考。 相似文献
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本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论.其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件,以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析.并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论. 相似文献
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本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。 相似文献
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辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究 总被引:1,自引:1,他引:0
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。 相似文献
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