压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施 压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

  • 期刊名字:原子能科学技术
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  • 论文作者:张龙飞,张大发,徐金良
  • 作者单位:海军工程大学核能科学与工程系
  • 更新时间:2022-12-24
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论文简介

以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程.结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气.分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923 K时的严重事故缓解措施.计算结果表明:该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间.

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