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WWER-1000型核电站SGTR事故分析 总被引:3,自引:1,他引:2
使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97,模拟WWWER-1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)的事故过程,以及操作员所采取的缓解事故的动作,给出计算结果和结果分析。 相似文献
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在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。 相似文献
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利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。 相似文献
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介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛(MC)抽样的风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。 相似文献
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秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算 总被引:1,自引:0,他引:1
用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。 相似文献
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文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。 相似文献
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1992~1994年秦山核电厂周围环境辐射监测结果和初步分析 总被引:3,自引:0,他引:3
本文介绍1992~1994年本站对秦山核电厂周围环境辐射监测的方案(监测项目,频率和范围)方法及其结果和初步分析,监测结果表明,秦山核电厂周围环境的γ辐射水平和各种介质中的主要放射性核素浓度在本底水平波动,说明秦山核电厂自1991年投入运行以来,未对周围环境产生可觉察到的影响。 相似文献
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Wonjun Choi Hwan-Yeol Kim Rae-Joon Park 《Journal of Nuclear Science and Technology》2017,54(3):337-347
During a steam generator tube rupture (SGTR) accident, direct release of radioactive nuclides into the environment is postulated via bypassing the containment building. This conveys a significant threat in severe accident management (SAM) for minimization of radionuclide release. To mitigate this risk, a numerical assessment of SAM strategies was performed for an SGTR accident of an Optimized Power Reactor 1000 MWe (OPR1000) using MELCOR code. Three in-vessel mitigation strategies were evaluated and the effect of delayed operation action was analyzed. The MELCOR calculations showed that activation of a prompt secondary feed and bleed (F&B) operation using auxiliary feed water and use of an atmospheric dump valve could prevent core degradation. However, depressurization using the safety depressurization system could not prevent core degradation, and the injection of coolant via high-pressure safety injection without the use of reactor coolant system (RCS) depressurization increased fission product release. When mitigation action was delayed by 30 minutes after SAMG entrance, a secondary F&B operation failed in depressurizing the RCS sufficiently, and a significant amount of fission products were released into the environment. These results suggest that appropriate mitigation actions should be applied in a timely manner to achieve the optimal mitigation effects. 相似文献
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为验证已建成的秦山核电厂空气净化系统气流分布的均匀度,在实验室进行了小试验和模拟试验。小试验和1:1模拟试验结果表明,该系统的设计满足规定的要求。此结果也为在现场进行的“气流分布均匀度试验”所证实。 相似文献
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通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。 相似文献