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EPRI《严重事故管理导则技术依据报告》对三代非能动核电厂的适用性研究
1
作者 魏巍 俞诗真 +3 位作者 谢政权 魏巍 谷韫丰 李青 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期112-120,共9页
2012年EPRI发布的《严重事故管理导则技术依据报告》(TR-1025295)系统定义了核电厂在严重事故缓解过程中需考虑的“高级待用行动(CHLAs)”,并给出了其成功实施的指标及其对事故进程的影响。该报告作为严重事故管理导则(SAMG)编制的重要... 2012年EPRI发布的《严重事故管理导则技术依据报告》(TR-1025295)系统定义了核电厂在严重事故缓解过程中需考虑的“高级待用行动(CHLAs)”,并给出了其成功实施的指标及其对事故进程的影响。该报告作为严重事故管理导则(SAMG)编制的重要参考资料,在二代轻水堆核电厂中具有广泛适用性,然而其内容未充分考虑三代非能动核电厂的设计特点。本文针对三代非能动核电厂的设计特点,提出适用于三代非能动核电厂设计特点的严重事故管理“高级待用行动”修改建议,并进行充分论证,确保所提出的“高级待用行动”能够有效支撑三代非能动核电厂的严重事故管理策略,为SAMG的优化与本土化提供科学依据和技术支撑,并为三代非能动核电厂严重事故管理提供参考依据。 展开更多
关键词 严重事故 严重事故管理导则(SAMG) maap5程序 非能动 高级待用行动 事故处置
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基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析 被引量：5
2
作者 胡海平 刘全友 +1 位作者 王盟 陈艳芳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第4期641-645,共5页
应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在... 应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在72h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。 展开更多
关键词 maap5程序 秦山核电站 严重事故 安全壳 完整性
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基于DLL的GOTHIC 8.0程序氢气复合器模拟方法研究 被引量：3
3
作者 孙婧 王辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期467-473,共7页
非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公... 非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公式计算、MAAP5程序算例计算结果进行比较,结果符合度高,验证了该方法的合理性。本文提供的模拟方法不仅为安全壳氢气风险缓解分析提供了新方法,也为GOTHIC程序开发提供了新思路。 展开更多
关键词 GOTHIC 8.0程序 外部动态链接库 非能动氢气复合器 maap5程序 大破口失水事故
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