压水堆严重事故管理入口标准研究

• 作者: 余方伟 张龙飞 雷世雄
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 严重事故 事故管理 严重事故管理导则 入口标准
• 年，卷（期）: 2014,（Z1）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 381-384
• 页数: 4页
• 分类号: TL364
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2014.48.S0.0381

摘要

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析.主要研究了15、20、25 cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程.计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500 K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900 K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化.将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900 K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	张龙飞	海军工程大学核能科学与工程系	29	148	6.0	10.0
2	雷世雄	海军驻719研究所军代表室	1	1	1.0	1.0
3	余方伟	海军驻719研究所军代表室	1	1	1.0	1.0