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在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序MAAP4对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由4 cm增至5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约1 000 s和3000 s;中破口当量直径由5 cm增至7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约1 400 s和6 457 s;而大破口事故当量直径由20 cm增至21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约20 s和230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。 相似文献
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核电站发生高压熔堆严重事故后,采取堆内泄压再注水的策略能够有效缓解堆芯融化进程,降低压力容器失效风险。利用机理性分析程序SCDAP/RELAP5对百万千瓦级压水堆严重事故后泄压注水对堆芯的影响进行研究,通过分析堆芯在泄压未注水、1 500K和2 800K时注水过程中燃料棒、碎片床和熔融池的行为特性,结果表明:泄压虽然能够降低压力容器压力,但是会过早的形成熔融池,致使熔融物较未泄压先落入下腔室,从而加热下封头。泄压后注水会使脆化的堆芯材料碎裂,较未注水情况形成更高的碎片床。在泄压的基础上,堆芯在1 500K时注水比2 800K时注水产生的可溶性裂变产物少,同时在1 500K时注水对压力容器失效的延缓作用最明显。 相似文献
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本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。 相似文献
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