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压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
事故 压水堆核电厂
2009/3/24
针对百万千瓦级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明，在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的...
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
严重事故 蠕变破裂 封头
2009/2/13
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象，分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明：在考虑稳压器波动管的蠕变失效时，虽避免了高压熔堆，但低压状态下堆芯损坏更为严重，且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因，提出了在堆芯出口温度达923K时的严重事故缓解措施。计算结果表明：该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程，为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。
压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析
高压熔堆事故 SCDAP/RELAP5程序
2008/12/30
压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列，且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列，并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直...