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非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析
1
作者
袁嘉琪
唐钢
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第3期505-510,共6页
以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致...
以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致产生超过100%活性区锆水反应产氢量的严重事故序列。在此假想工况下安全壳水冷功能失效导致事故后安全壳处于惰化环境中,而产生了安全壳超压风险和氢气风险并存的不利情况。对比分析了仅执行严重威胁导则-2(SCG-2)恢复安全壳水冷和执行SCG-2后执行SCG-3控制安全壳氢气风险的两种情况,结果表明开启/关闭安全壳水冷功能在一定程度上缓解了安全壳的超压风险和氢气风险,可为严重事故管理导则的具体实施提供技术支持。
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关键词
安全壳惰化环境
严重事故管理
氢气风险
安全壳
超压
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职称材料
题名
非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析
1
作者
袁嘉琪
唐钢
机构
中核集团三门核电有限公司
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第3期505-510,共6页
文摘
以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致产生超过100%活性区锆水反应产氢量的严重事故序列。在此假想工况下安全壳水冷功能失效导致事故后安全壳处于惰化环境中,而产生了安全壳超压风险和氢气风险并存的不利情况。对比分析了仅执行严重威胁导则-2(SCG-2)恢复安全壳水冷和执行SCG-2后执行SCG-3控制安全壳氢气风险的两种情况,结果表明开启/关闭安全壳水冷功能在一定程度上缓解了安全壳的超压风险和氢气风险,可为严重事故管理导则的具体实施提供技术支持。
关键词
安全壳惰化环境
严重事故管理
氢气风险
安全壳
超压
Keywords
inert containment environment
severe accident management
hydrogen risk
containment overpressure
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析
袁嘉琪
唐钢
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015
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