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CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列 总被引:2,自引:0,他引:2
CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。 相似文献
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采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。 相似文献
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EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较 总被引:1,自引:0,他引:1
简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。 相似文献
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文章阐述了概率安全评价(PSA)与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。 相似文献
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核电厂严重事故管理诊断 总被引:1,自引:0,他引:1
给出了严重事故诊断方法,包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断,明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数,以及这些参数的优先级,以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。 相似文献
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核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析 总被引:1,自引:0,他引:1
概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果.计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08~13.4d范围内,H2的产生量在12760~13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量. 相似文献
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华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(4):516-523
Safety challenges for sodium-cooled fast reactors include maintaining core temperatures within design limits and assuring the geometry and integrity of the reactor core. Due to the high power density in the reactor core, heat removal requirements encourage the use of high-heat-transfer coolants such as liquid sodium. The variation of power across the core requires ducted assemblies to control fuel and coolant temperatures, which are also used to constrain core geometry. In a fast reactor, the fuel is not in the most neutronically reactive configuration during normal operation. Accidents leading to fuel melting, fuel pin failure, and fuel relocation can result in positive reactivity, increasing power, and possibly resulting in severe accident consequences including recriticalities that could threaten reactor and containment integrity. Inherent safety concepts, including favorable reactivity feedback, natural circulation cooling, and design choices resulting in favorable dispersive characteristics for failed fuel, can be used to increase the level of safety to the point where it is highly unlikely, or perhaps even not credible, for such severe accident consequences to occur. 相似文献
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轻水堆严重事故及可能的缓解措施 总被引:5,自引:1,他引:4
现有概率安全评价指出,常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效,放射性大量释放的频率都是是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆说是不能忽力听,近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求,即在严重事故的条件下,仍然能保证安全壳的完整性,而无需采取应急措施,这就要求对严重事故现象可有足够的认识,以便对严重事故设置相应的缓解措施,本文简述了严重事故的物理现象,机理及可能的缓解策略,综述了这方面的 相似文献