简介：压力管卧式重水反应堆（CANDU6）具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平，并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间，需要对再循环冷却水系统（RCW）进行检修，则需要并投入其备用系统，但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却，不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下，慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况，本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较，评估是否会由于温度过高而导致系统失效。
简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。
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