压水堆核电站大破口失水事故分析

作     者：马胜超 银华强 何学东 李俊 孟颖超 杨星团 姜胜耀 MA Shengchao;YIN Huaqiang;HE Xuedong;LI Jun;MENG Yingchao;YANG Xingtuan;JIANG Shengyao

作者机构：清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084 中国核动力研究设计院核动力设计研究所四川成都610231 

基　　金：国家自然科学基金面上项目资助(11875176) 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2019年第53卷第6期

页      码：1036-1043页

摘      要：压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204℃的限值。

主 题 词：压水堆 大破口失水事故 安全分析 RELAP5 

学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.7538/yzk.2018.youxian.0559

馆 藏 号：203673363...