百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价

摘要：

根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序 MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08 cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段,将冷却剂分别以小流量(10 kg/s)、中流量(50 kg/s)和大流量(200 kg/s)的速率注入堆芯,通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明：在堆芯损伤初期,可认为10 kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段,200 kg/s的注水流量可认为是基本可行的,而小于此流量的注水应慎重考虑。

关键词：MELCOR、严重事故、再注水、严重事故缓解

分类号：TL328;TB303(核反应堆工程)

资助基金：国家科技重大专项资助项目2011ZX06004-008

在线出版日期：2015-12-08（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共7页

页码：2069-2075