核动力装置一回路辅助系统失水事故的仿真研究

运用一种操作简便、计算速度快的工具软件对某核动力装置一回路辅助系统典型位置的失水事故进行了仿真.通过分析仿真结果得出不同位置的破口引起不同后果的事故,其中有些事故可以忽略,有些事故则相当严重.     

小型堆不可隔离小破口事故下的舱室放射性活度可视化

以某小型压水堆为研究对象,运用MELCOR程序建立事故分析模型,研究了不可隔离小破口合并全船断电始发严重事故下舱室放射性活度变化规律。结果表明:不可隔离小破口事故下,倘若安全设施失效,将导致堆芯熔化;堆舱放射性活度比其相邻舱室高4个量级。在此基础上,开发了小型堆典型严重事故下辐射场可视化系统,可为舱室剂量评估和核应急决策提供支持。     

压水堆大破口失水事故安全装置实验研究

本文针对压水堆发生主管道“双端断裂”的大破口失水事故而提出了一种安全装置,对其工作原理及工程上实现的可能作了浅析,对其原理性实验过程及结果作了介绍。实验表明:这种安全装置结构简单,原理正确,工程上易实现,造价低廉。它在大破口失水事故发生初期(约数十毫秒)就能充分发挥其作用。对于防止堆芯熔化具有重要意义。