【摘 要】
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本文应用TRACE程序对福清5、6号机组进行全系统建模,在模型调稳后,根据安分报告中初始假设,进行全失流事故计算以审核安分报告中应用THEMIS程序计算的结果,发现安分报告结果
【机 构】
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核与辐射安全中心核与辐射安全研究所,北京100082
【出 处】
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环境保护部核与辐射安全中心第五届学术交流会
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本文应用TRACE程序对福清5、6号机组进行全系统建模,在模型调稳后,根据安分报告中初始假设,进行全失流事故计算以审核安分报告中应用THEMIS程序计算的结果,发现安分报告结果中的堆芯流量变化曲线存在明显问题;之后应用FLICAⅢ-F程序对机组进行堆芯子通道建模,计算事故过程中的DNBR变化,以审核安分报告中的DNBR计算结果,发现审核计算得到的最小DNBR为1.449,与安分报告中的1.45非常接近,并满足验收准则.最终,由于没有发生DNB,反应堆冷却剂从燃料棒排出热量的能力没有明显减弱,因此,没有燃料元件和包壳的损坏.
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