压水堆核电站大破口失水事故分析

• 作者: 何学东 姜胜耀 孟颖超 李俊 杨星团 银华强 马胜超
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 压水堆 大破口失水事故 安全分析 RELAP5
• 年，卷（期）: 2019,（6）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 1036-1043
• 页数: 8页
• 分类号: TL364.4
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2018.youxian.0559

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1 204℃的限值.