本文選題：-游泳池式反應(yīng)堆　切入點(diǎn)：超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故　出處：《原子能科學(xué)技術(shù)》2015年08期 　論文類(lèi)型：期刊論文

【摘要】：為保證49-2游泳池式反應(yīng)堆在超壽期下的安全運(yùn)行,需進(jìn)行超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析。由于難以采用概率安全評(píng)價(jià)(PSA)方法進(jìn)行分析,所以本文無(wú)條件假設(shè)最嚴(yán)重事故來(lái)得到一保守結(jié)果。主要分析了全廠斷電下未能緊急停堆的預(yù)期瞬變(ATWS)、水平孔道斷裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及應(yīng)急能力。結(jié)果表明:在全廠斷電ATWS下堆芯是安全的;水平孔道斷裂及其他因素造成失水時(shí),只要2.5h內(nèi)堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化;非能動(dòng)破壞虹吸能力和多樣的應(yīng)急補(bǔ)水方式能保證堆芯不裸露。
[Abstract]:In order to ensure the safe operation of 49-2 swimming pool reactor under the long life period, it is necessary to carry out the accident analysis of the over-design datum. Because it is difficult to adopt the probabilistic safety assessment (PSA) method to analyze, Therefore, this paper assumes unconditionally the most serious accident to obtain a conservative result. This paper mainly analyzes the expected transient ATWS, the horizontal channel fracture and the completely exposed core after the shutdown. The results show that the core is safe under the condition of power failure ATWS, the fuel element is not melted if the core is not exposed within 2.5 hours when the horizontal channel fracture and other factors cause water loss. Non-active failure siphon ability and various emergency rehydration methods can ensure that the core is not exposed.
【作者單位】： 中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所;
【分類(lèi)號(hào)】：TL364

【參考文獻(xiàn)】

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【相似文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：1606764