基于MELCOR2.1对CAP1400热管段小破口触发严重事故分析

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应用MELCOR2.1程序,建立了CAP1400主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段5.08cm小破口触发严重事故为研究对象,对严重事故进程进行研究,对缓解措施的功能进行了分析和评价.研究结果表明:CAP1400自动卸压系统成功泄压使堆芯在冷却水完全耗尽前始终处于淹没的状态;非能动安全壳冷却系统能够减缓安全壳升温升压,但MELCOR计算的安全壳压力值高于PSAR报告计算值;压力容器外部冷却启动失效,单凭堆腔淹没无法保证熔融物热量有效导出,压力容器熔穿失效;氢气点火器点火会使安全壳内压力出现较大峰值.
作者：石兴伟靖剑平毕金生兰兵王昆鹏高新力张春明
作者单位：环境保护部核与辐射安全中心,北京100082
母体文献：环境保护部核与辐射安全中心第五届学术交流会论文集
会议名称：环境保护部核与辐射安全中心第五届学术交流会  
会议时间：2015年10月19日
会议地点：北京
主办单位：环境保护部核与辐射安全中心
语种：chi
分类号：TL3TP3
关键词：核电厂  安全系统  安全壳  热工水力模型  事故处理
在线出版日期：2019年1月18日
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2024-11-30 22:48 上传 基于MELCOR2.1对CAP1400热管段小破口触发严重事故分析.pdf

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