大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析

发布时间：2018-06-12 07:17

  本文选题：MELCOR + 严重事故　； 参考：《核科学与工程》2017年03期

【摘要】：应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信;部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力,防止高压熔堆,缓解了堆芯熔化进程,从而验证了非能动安全设施的有效性。
[Abstract]:The thermohydraulic model of the main loop system and containment of the high power non-active PWR nuclear power plant is established by using MELCOR2.1 program, and the serious accident caused by the failure of the internal filling tank superimposed by the direct injection pipeline is independently calculated. The calculation results are consistent with the results of MAAP4.04 program, and the analysis shows that the new version of 1: MELCOR 2.1 is reasonable and reliable for the calculation of serious accidents, and the start-up of some inactive safety facilities can effectively reduce the pressure of the main loop system and prevent the high pressure fusion reactor. The process of core melting is alleviated, which verifies the effectiveness of the passive safety device.
【作者单位】： 环境保护部核与辐射安全中心;
【基金】：国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001);国家科技重大专项项目(2015ZX06002001)
【分类号】：TL364.4;TM623.91

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本文编号：2008850