压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站大破口失水事故分析

马胜超1，银华强1,*，何学东1，李 俊2，孟颖超1，杨星团1，姜胜耀1 【摘 要】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。 【期刊名称】原子能科学技术 【年(卷),期】2019(053)006 【总页数】8

【关键词】压水堆；大破口失水事故；安全分析；RELAP5 基金项目：国家自然科学基金面上项目资助(11875176) 网络出版时间：2018-11-05； 网

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http:∥kns.cnki.net/kcms/detail/11.2044.TL.20181031.1500.005.html 失水事故(LOCA)是反应堆冷却剂系统压力边界破裂导致冷却剂流失，堆芯失去冷却的事故，严重威胁反应堆的安全。在反应堆设计过程中，失水事故作为设计的基准事故，同时失水事故的安全分析也是核电站最终安全分析报告中必不可少的内容。1974年美国核管会(NRC)发布了轻水反应堆的LOCA分析基本准