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研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序.进行了主回路冷段5.0~25.0cm的中破口失水事故分析.采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。 相似文献
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压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论:(1)事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。(2)大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR.G.1.4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR.G.1.145描述的概率论方法进行估算。(3)场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。 相似文献
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建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。 相似文献
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本文根据压水堆假想失水事故工况下放射性碘在安全壳中的转移和向大气环境扩散的计算模型,编制了计算程序SRIC,并用该程序对秦山核电厂最大假想失水事故短期内由放射性碘所引起的辐照后果进行了预测计算。 相似文献
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基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized-Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程,探讨了如何在恰当的时机采取有效的缓解措施对事故的进程进行干预。研究结果表明:在破口事故中随着破口面积而增大,压力容器会更早失效导致堆芯裸露;一旦压力容器失效,MCCI(Molten Corium Concrete Interaction)过程中氢气产量则会随着破口面积的增大而增大;在破口事故中尽早投入安全注射系统可以有效地缓解事故的进程,避免压力容器失效,并且安全注射系统越早投入对事故的缓解也就越有利。 相似文献
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压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。 相似文献
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先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。 相似文献
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本文总结了目前美国在审批压水堆核电站设计基准事故的后果时所采用的安全标准、主要假定、计算分析方法和计算机程序。在我国核电起步阶段,这套方法可供借鉴。 相似文献
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本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。 相似文献
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《核动力工程》2015,(1):132-136
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。 相似文献
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本文通过对国内外海流数值预报、放射性物质在海域的输运数值模拟和剂量评估等方法的分析研究,建立了用于核电厂海域放射性后果预测与评价的数值模拟方法,确立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统的总体研发方案,为该系统的顺利研发奠定了技术基础。该系统的建立可实现对我国不同核电厂址核事故状态下液态放射性物质在近岸海域的辐射后果的精细模拟,同时也能快速模拟核电厂址海域辐射后果,以满足核事故应急响应工作对时效性和准确性的需求,进而可有效提升我国核事故的应急响应能力。 相似文献