超设计基准事故下堆芯再淹没调研报告

堆芯再淹没是超设计基准事故下处理控制堆芯失效的重要手段。堆芯再淹没过程中,主要考虑三个方面的物理化学现象——换热、包壳的力学表现、锆的氧化。

秦山核电二期工程失水事故分析

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点。本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点。重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果。分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全。