49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

发布时间：2018-03-13 14:23

  本文选题：-游泳池式反应堆　切入点：超设计基准事故　出处：《原子能科学技术》2015年08期 　论文类型：期刊论文

【摘要】：为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。
[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.
【作者单位】： 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所;
【分类号】：TL364

【参考文献】

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本文编号：1606764