CPR1000核电站可燃气体控制研究

来源 :第十届全国反应堆热工流体力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:spirithero
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用MELCOR程序对CPR1000核电站的冷热段小、中和大破口失水事故叠加安注泵失效(或全厂断电)和汽动给水泵不能启动以及全厂断电叠加汽动给水泵不能启动的严重事故谱进行分析。初步分析表明:热段双端断裂大破口叠加安注泵失效和汽动泵不能启动的氢气产生速度较快,产生量较大。每台机组在安全壳内安装25台氢气复合器,可使安全壳内平均氢气浓度≤10.0[%],满足氢气浓度<10[%]的相关验收准则要求。
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