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AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究
AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
2009/10/24
建立AP1000的事故分析模型，选取小破口失水始发的严重事故，在研究事故进程的基础上，分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性，重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布，并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。
核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价
严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价
2009/7/17
提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量，以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额，能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量，它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。
核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究
严重事故 裂变产物 源项
2009/7/10
本工作以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级，非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。
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...
氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果
严重事故 大型干式安全壳 氢气控制 非能动催化复合器
2009/2/13
在严重事故条件下，安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性，必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳，以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故，计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果，及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气，但对于极其快速的氢气释放，它的消氢能力受到一定限制
压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
主给水丧失 压力容器完整性 严重事故
2009/2/13
针对900MW级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对主给水丧失（LOFW）始发事件叠加辅助给水失效严重事故下，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，并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。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，LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施...
严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析
严重事故 氢气风险 氢气控制
2009/2/13
采用一体化严重事故分析工具，对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明：相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况，大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化，在考虑100%锆水反应产氢量的条件下，大破口失水始发事故氢气风险较大，有可能发生氢气快速燃烧；在氢气控制系统作用下，发生大破口失水始发严重事故时，安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%，未达到...
ASTECV1.2程序CPA&IODE模块严重事故源项分析
事故源 ASTECV1.2程序 CPA&IODE模块
2008/12/30
ASTECV1.2程序CPA&IODE模块严重事故源项分析。
压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究
大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器
2008/12/30
采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热...
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...
压水堆严重事故下气溶胶热泳沉积规律
严重事故 气溶胶 热泳沉积
2008/12/30
通过编制程序，采用热泳沉积模型,计算严重事故工况下不同温度、压力、粒径时安全壳内气溶胶的热泳沉积效率。通过分析，可针对性地采取措施降低安全壳内壁面的温度，提高气溶胶的热泳沉积效率，增强反应堆的安全性能。
严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用
全厂断电 堆芯熔融物与混凝土相互作用 混凝土消融速率
2008/12/30
当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时，堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI）可能引起安全壳晚期失效，包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600MW轻水堆核电厂为对象，选取全厂断电（SBO）叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列，应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象，着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率，为相应的严重事故管理提供支持。