【摘要】：在日本福島核事故后,國(guó)家核安全局要求核電運(yùn)營(yíng)單位提升應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的能力。按照國(guó)家核安全局要求,秦山一廠開(kāi)發(fā)了嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則。應(yīng)用MELCOR程序建立了秦山一廠嚴(yán)重事故分析模型,模擬典型嚴(yán)重事故序列,根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的緩解對(duì)策,分析實(shí)施事故緩解對(duì)策對(duì)核電廠主要參數(shù)的影響,從而驗(yàn)證事故緩解對(duì)策的有效性。分析結(jié)果表明:在嚴(yán)重事故情況下,按照嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則實(shí)施緩解對(duì)策,可有效地延緩或終止堆芯損壞的過(guò)程。
[Abstract]:In the wake of Japan's Fukushima nuclear accident, the National Nuclear Safety Agency asked nuclear power operators to improve their ability to deal with serious accidents. In accordance with the requirements of the National Nuclear Safety Agency, Qinshan No. 1 plant has developed guidelines for the management of serious accidents. The analysis model of serious accident in Qinshan No. 1 plant is established by MELCOR program, and the typical serious accident sequence is simulated. According to the mitigation countermeasures of the guideline of serious accident management, the influence of the implementation of accident mitigation countermeasures on the main parameters of nuclear power plant is analyzed. In order to verify the effectiveness of accident mitigation countermeasures. The results show that in the case of serious accidents, the process of core damage can be effectively delayed or terminated by implementing mitigation measures in accordance with the guidelines for the management of serious accidents.
【作者單位】： 中核霞浦核電有限公司;中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部;
【分類號(hào)】：TL364

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本文編號(hào)：2159140