摘要：计算了西安脉冲堆发生失水事故后， 堆芯发射的γ射线因失去堆水池屏蔽层， 直接穿透空气， 被顶部天花板反散射后在堆水池平台产生的辐射剂量率。计算结果与ＴＲＩＧＡ２ 堆结果相符合， 是确定事故后工作人员在平台可停留时间的基础， 同时为适当地制定事故处理措施提供了参考。

摘要：大破口失水事故时，安注系统从冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环型通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂注入堆芯．如果在冷段和热段同时进行安注，热段上的安注系统将会把较多的冷却剂直接注入堆芯。

摘要：本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保LOCA下包壳完整性的基本思想和安全准则。通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳LOCA工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对LOCA工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在LOCA工况下的性能评价也有一定的参考价值。

摘要：５ＭＷ核供热堆和２００ＭＷ核供热堆的主回路是一体化的自然循环系统．在破口失水事故中，当液位降至低于主换热器入口上沿以后会发生主回路冷却剂自然循环的断流过程，影响堆芯的冷却和系统的稳定性．当发生失水事故而且反应堆又不能完全停堆时这种影响更大．在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ５上进行了实验．破口位置选在一回路换热器下部．模拟实验回路的加热段和上升段取几何相似，实验系统的流体与原型相同，并取相同的稳态运行工况．将实验系统调至稳态运行工况，系统压力调整到１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后维持额定功率的２０％的加热功率．实验结果表明，在自然循环断流过程中，燃料元件不会出现超温以至于烧毁。

摘要：在失水事故长期冷却过程中,必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间。这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的意义。介绍了大亚湾核电站18个月换料设计失水事故长期冷却分析,应用REFLET程序分析计算了失水事故后堆芯和地坑的硼浓度随时间的变化,给出了不同换料水箱硼浓度下的容许切换时间。当换料水箱硼浓度为2204mg/L时,操作员必须在6小时以前将安注由冷段注射切换到冷、热段同时注射的模式。

摘要：在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果相比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。

摘要：自从1974年应急堆芯冷却安全验收准则——ECCS准则发布以来,燃料设计以及核反应堆的运行状态都发生了巨大的变化,包括新的燃料和包壳尺寸、新型的包壳合金材料、更高的燃耗和更长的换料周期。这些变化改变了反应堆内的工作环境,影响将来的反应堆设计。设计的试验表明,失水事故工况下,高燃耗燃料棒在远低于安全准则的规定值下发生破裂,性能分析程序Fraptran-1. 5的模拟结果与试验结果一致。未来需要更多的试验数据,为ECCS安全准则的修订提供参考。

摘要：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序进行了主回路冷段5.0～25.0cm的中破口失水事故分析,采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

摘要：核电厂在小破口失水事故（SBLOCA）期间的行为受到许多参数影响，堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据，用Relap5／Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算结果表明堆芯旁通流量越小，环路水封扫除前堆芯水位下降得越低。燃料包壳峰值温度越高，环路水封扫除的时间越早。本文对计算结果作了分析，并根据简单的数学模型，从原理上对一些基本现象给出了解释。

摘要：叙述了位于低温堆上空腔位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故研究．在核供热堆热工水力学实验系统ＨＲＴＬ５上，对停堆后堆内有剩余功率的上空腔小破口失水事故进行了模拟实验，分析了小破口失水事故发生后，系统运行重要参数的变化。