【摘要】：采用嚴重事故一體化分析程序MELCOR,對國產(chǎn)先進壓水堆核電廠進行系統(tǒng)建模,選取大破口觸發(fā)的嚴重事故進行校核計算研究,獲得了嚴重事故工況下核電廠關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)特性和非能動系統(tǒng)響應(yīng)特性,并與安全分析報告中MAAP的計算結(jié)果進行了對比分析。結(jié)果表明:雖然校核計算結(jié)果與安全分析報告中的結(jié)果存在一定差異,但總體上事故序列和主要參數(shù)的變化趨勢吻合良好,并且都能夠在嚴重事故情況下保持壓力容器和安全殼的完整性,放射性裂變產(chǎn)物釋放量極低,緩解措施的設(shè)計能夠有效緩解事故進程,滿足核電廠的安全要求。
[Abstract]:The system model of domestic advanced pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant is established by using the integrated analysis program MELCOR, and the serious accident triggered by a large break is selected to be checked and calculated. The transient characteristics of the key parameters and the response characteristics of the inactive system are obtained under the severe accident conditions. The results are compared with the MAAP calculation results in the safety analysis report. The results show that although there are some differences between the calculation results and the results in the safety analysis report, the variation trend of the accident sequence and the main parameters is in good agreement on the whole. Both of them can maintain the integrity of pressure vessels and containment in serious accidents, and the release of radioactive fission products is very low. The design of mitigation measures can effectively alleviate the accident process and meet the safety requirements of nuclear power plants.
【作者單位】： 環(huán)境保護部核與輻射安全中心;
【基金】：大型先進壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項:CAP1400安全審評關(guān)鍵技術(shù)研究(2013ZX06002001)
【分類號】：TL364.4;TM623

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本文編號：2158063