为了验证国内自主开发的反应堆严重事故一体化分析程序MOSAP(modular severe accident analysis program)计算的合理性和准确性,利用MOSAP程序对三哩岛二号机组(TMI-2)核事故过程进行了建模计算,并将一回路系统压力、稳压器水位、堆芯...为了验证国内自主开发的反应堆严重事故一体化分析程序MOSAP(modular severe accident analysis program)计算的合理性和准确性,利用MOSAP程序对三哩岛二号机组(TMI-2)核事故过程进行了建模计算,并将一回路系统压力、稳压器水位、堆芯水位、燃料温度、氢气产生量、下腔室熔融物质量等事故过程关键参数计算结果分别与TMI-2事故实测值、国际通用严重事故分析程序ASTEC(V2.2)计算值进行了对比和分析。结果表明:MOSAP程序计算结果与TMI-2事故实测值、ASTEC程序计算值符合性良好,其中氢气产生量和熔融物质量计算结果优于ASTEC程序;MOSAP程序的关键参数计算结果与TMI-2事故实测值的相对偏差在20%以内。自主开发程序能够实现堆芯过热和包壳氧化,堆芯材料熔化、迁移及再定位,堆芯再淹没以及下封头响应等严重事故主要过程及现象的模拟。展开更多
文摘为了验证国内自主开发的反应堆严重事故一体化分析程序MOSAP(modular severe accident analysis program)计算的合理性和准确性,利用MOSAP程序对三哩岛二号机组(TMI-2)核事故过程进行了建模计算,并将一回路系统压力、稳压器水位、堆芯水位、燃料温度、氢气产生量、下腔室熔融物质量等事故过程关键参数计算结果分别与TMI-2事故实测值、国际通用严重事故分析程序ASTEC(V2.2)计算值进行了对比和分析。结果表明:MOSAP程序计算结果与TMI-2事故实测值、ASTEC程序计算值符合性良好,其中氢气产生量和熔融物质量计算结果优于ASTEC程序;MOSAP程序的关键参数计算结果与TMI-2事故实测值的相对偏差在20%以内。自主开发程序能够实现堆芯过热和包壳氧化,堆芯材料熔化、迁移及再定位,堆芯再淹没以及下封头响应等严重事故主要过程及现象的模拟。
