小型动力堆断电严重事故下熔融物分层对事故后果的影响研究

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。     

船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究

按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算,部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确,比对结果符合较好,可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算,为船用核动力装置安全运行提供依据。     

船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析

以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。