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AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算 总被引:1,自引:0,他引:1
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。 相似文献
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堆芯熔融物-混凝土相互作用(Molten Corium-Concrete Interaction,MCCI)是安全壳晚期失效的重要影响因素之一,可能引起安全壳功能丧失并导致大量放射性物质向环境释放。因此有必要研究和分析混凝土类型对MCCI现象的影响,以评估MCCI过程中安全壳潜在的失效风险。应用严重事故一体化分析程序MELCOR2.1,建立了大功率非能动反应堆安全壳整体模型和堆坑模型,分别研究了熔融物与典型玄武岩混凝土和石灰石-沙混凝土的相互作用,评价了该作用对安全壳完整性带来的风险。分析结果表明:在MCCI过程中,两种典型类型的混凝土的消融速度明显不同,玄武岩混凝土具有更高的侧壁消融速度;但是石灰石-沙混凝土具有更高的不凝气体产气量。研究表明:安全壳底板失效时间远超过24 h,与混凝土类型无关;计算得到的安全壳压力均低于C级承载压力,满足保护安全壳裂变产物边界24 h的目标。 相似文献
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