49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

摘要：

为保证49‐2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行，需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价（PSA ）方法进行分析，所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS）、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故，以及应急能力。结果表明：在全厂断电A T WS下堆芯是安全的；水平孔道断裂及其他因素造成失水时，只要2.5 h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化；非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。

关键词：49-2游泳池式反应堆、超设计基准事故、未能紧急停堆的预期瞬变、堆芯完全裸露

分类号：TL364(核反应堆工程)

在线出版日期：2015-09-09（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：1405-1409