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49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析
被引量:
2
1
作者
张亚东
郭玥
+1 位作者
吴园园
邹耀
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第8期1405-1409,共5页
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔...
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。
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关键词
49-2游泳池式反应堆
超设计基准事故
未能紧急停堆的预期瞬变
堆芯完全裸露
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职称材料
题名
49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析
被引量:
2
1
作者
张亚东
郭玥
吴园园
邹耀
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第8期1405-1409,共5页
文摘
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。
关键词
49-2游泳池式反应堆
超设计基准事故
未能紧急停堆的预期瞬变
堆芯完全裸露
Keywords
49-2 Swimming Pool Reactor
beyond design basis accident
anticipatedtransients without scram
core uncovering
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析
张亚东
郭玥
吴园园
邹耀
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015
2
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