基于先进程序 保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析

作者：倪超; 匡波; 任志豪; 路璐; 梁国兴

来源：原子能科学技术, 2012, (03): 328-335.

• 大破口失水事故
• 验证
• 先进程序 保守评价模型
• 10CFR50附录K
• PCT裕量 large-break loss of coolant accident
• verification
• advanced code plus conservative evaluation models
• 10CFR50 Appendix K
• PCT margin

大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序 保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明:应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。

• 单位
  上海交通大学; 上海核工程研究设计院