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典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究

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本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10～100mm破口失水事故(LOCA)进程.计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响.如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量.本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路.

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来源
《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》|2014年|447-451|共5页
会议地点武汉
作者
SUN Jing; 孙婧; GUO Qiang; 郭强;
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作者单位

北京核学会;

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会议组织
正文语种
原文格式 PDF
中图分类 TL364.4;
关键词
反应堆; 破口失水事故; 安全管理; 风险控制;

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