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10.7538/yzk.2017.youxian.0406

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

引用
压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁.以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析.选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效.通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用.

严重事故、安全壳响应、MAAP程序、模拟研究

52

TL333(核反应堆工程)

国家科技重大专项CAP1400核安全监管重要试验验证资助项目2015ZX06002007-003;核反应堆系统设计技术重点实验室资助项目HT-KFKT-02-2016011

2018-08-15(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)

共7页

634-640

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原子能科学技术

1000-6931

11-2044/TL

52

2018,52(4)

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