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压水堆严重事故管理入口标准研究

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析.主要研究了15、20、25 cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程.计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1500 K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900 K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化.将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900 K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准.
作者 张龙飞 [1] 雷世雄 [2] 余方伟 [2]
作者单位
  1. 海军工程大学核能科学与工程系,湖北武汉430033
  2. 海军驻719研究所军代表室,湖北武汉430064
母体文献 北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会论文集
会议名称 北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会  
会议时间 2014年10月11日
会议地点 武汉
主办单位 北京核学会
语 种 chi
分类号
关键词 压水堆 知识脉络 严重事故分析程序 知识脉络 管理机制 知识脉络 温度检测 知识脉络
基金项目
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