压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析

来源 :原子能科学技术 | 被引量 : 0次 | 上传用户:ken_008
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性;在事故进程不同时间点进行注水,分析表明,只要保证一定的注水速率
其他文献
摘 要:随着经济的发展,电网的规模也在不断扩大,同时在基础建设与技术方面都带来了不小得改变,电网的工作量也有所增加,同时运行方式也变化多端,给电网安全稳定运行带来了挑战,因此电网运行调控运行风险防范越来越重要,我们从根本上解决易造成运行风险因素;人们用电量越来越大,用户对供电可靠性要求越来越高,加强对电网调控运行风险防范越来越重要,从而保证电网安全稳定运行;下面就大运行体系下县级电网调控运行的风险
将核反应堆中子动力学系统的数学模型变换成一种受控自回归积分滑动平均(CARIMA)模型,在此基础上,提出了中子通量密度的广义预测控制方法.该控制律能有效消除不确定干扰和非