压水堆不同尺寸的破口失水事故分析

• 作者: 于涛 刘佩琪 刘紫静 曾文杰 谢超 谢金森 赵鹏程 陈珍平
• 来源期刊: 核技术
• 学科: 工学
• 关键词: MAAP程序 失水事故 压水堆 缓解措施
• 年，卷（期）: 2019,（2）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程
• 页码范围: 020601
• 页数: 1页
• 分类号: TL364.4
• 字数: 5404字
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253‐3219.2019.hjs.42.020601

摘要

基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized‐Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程,探讨了如何在恰当的时机采取有效的缓解措施对事故的进程进行干预.研究结果表明:在破口事故中随着破口面积而增大,压力容器会更早失效导致堆芯裸露;一旦压力容器失效, MCC(? Molten Corium Concrete?nteraction)过程中氢气产量则会随着破口面积的增大而增大;在破口事故中尽早投入安全注射系统可以有效地缓解事故的进程,避免压力容器失效,并且安全注射系统越早投入对事故的缓解也就越有利.