百万千瓦级核电站严重事故验证分析
应用MAAP程序，对百万千瓦级核电站丧失给水引发的严重事故序列3种工况进行了分析比较。计算结果表明：稳压器延伸功能的实施，可以避免因一回路发生高压堆熔物喷射而导致的安全壳直接加热。并且减缓了氢气从一回路迁移至安全壳隔室时发生局部燃爆(deflagration)的风险;但由于3组稳压器安全阀卸压容量的限制，安注箱冷水不能快速注入堆芯，堆芯未能及时淹没和冷却，导致锆水反应比未实施该功能的工况要提前发生;氢气复合器系统成功阻止了安全壳全局发生燃爆或爆轰的风险，但是不能完全消除氧气在隔室中发生局部燃爆的可能：24小时内堆坑地板熔穿厚度约为1m;3种工况下24小时内安全壳最高压力均低于设计压力值。
MAAP4 丧失给水 CDF 锆水反应 H2规程
陈耀东
中国核电工程有限公司,北京 100840
国内会议
宁波
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407-413
2010-11-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）