为更好地支持国产先进压水堆核安全审评工作,针对国产先进压水堆卡轴事故开展了计算分析,并研究了丧失厂外电(loss of offsite power,LOOP)假设和慢化剂温度反馈对事故后果的影响。最终得到:①事故过程中得到的反应堆冷却剂系统峰值压...为更好地支持国产先进压水堆核安全审评工作,针对国产先进压水堆卡轴事故开展了计算分析,并研究了丧失厂外电(loss of offsite power,LOOP)假设和慢化剂温度反馈对事故后果的影响。最终得到:①事故过程中得到的反应堆冷却剂系统峰值压力、热点包壳峰值温度均满足事故验收准则的要求,核电厂最终可达到一个稳定状态;②LOOP假设是保守的一种假设条件,但对于本事故,LOOP假设引起的后果差异都体现在事故中后期,对在事故早期出现的系统压力峰值、最小偏离泡核沸腾比(departure from nucleate boiling ratio,DNBR)和热点包壳峰值温度等主要结果参数不会产生影响,是否引入LOOP假设都可接受;③慢化剂温度反馈的引入是一种不保守的假设条件。然而,在不引入慢化剂温度反馈情况下得到的反应堆冷却剂系统峰值压力、热点包壳峰值温度也均满足事故验收准则的要求,且保有很大裕量。同时,引入慢化剂温度反馈使得计算更接近现实。综上,在本事故中引入慢化剂温度反馈也是可以接受的。展开更多
文摘为更好地支持国产先进压水堆核安全审评工作,针对国产先进压水堆卡轴事故开展了计算分析,并研究了丧失厂外电(loss of offsite power,LOOP)假设和慢化剂温度反馈对事故后果的影响。最终得到:①事故过程中得到的反应堆冷却剂系统峰值压力、热点包壳峰值温度均满足事故验收准则的要求,核电厂最终可达到一个稳定状态;②LOOP假设是保守的一种假设条件,但对于本事故,LOOP假设引起的后果差异都体现在事故中后期,对在事故早期出现的系统压力峰值、最小偏离泡核沸腾比(departure from nucleate boiling ratio,DNBR)和热点包壳峰值温度等主要结果参数不会产生影响,是否引入LOOP假设都可接受;③慢化剂温度反馈的引入是一种不保守的假设条件。然而,在不引入慢化剂温度反馈情况下得到的反应堆冷却剂系统峰值压力、热点包壳峰值温度也均满足事故验收准则的要求,且保有很大裕量。同时,引入慢化剂温度反馈使得计算更接近现实。综上,在本事故中引入慢化剂温度反馈也是可以接受的。
