《表1 冷却剂热工参数:基于ASTEC程序对事故下碘和铯行为特性研究》
在零时刻之前处于稳态运行,零时刻给系统加上一个扰动即可模拟主管道断裂,从而进行计算。反应堆出现大破口时,而且由于破口尺寸较大,堆芯压力下降较快,堆芯热量可以完全通过破口以蒸汽方式带走,因此一回路冷却剂温度会下降,破口会导致较高的空泡率,即使没有控制棒的插入,反应堆也可以在短期内达到次临界。当出现破口时,会形成一个降压波在一回路中传播,破口面积上的压力在每一段中下降一定数量,这样形成的压力波传到整个系统。下面给出反应堆大破口事故后短时间内一回路冷段管道内的热工参数如表1所示。
图表编号 | XD00187210900 严禁用于非法目的 |
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绘制时间 | 2020.10.01 |
作者 | 胡文超、张盼、毕金生、段军、赵传奇、王政辉、依岩 |
绘制单位 | 生态环境部核与辐射安全中心、生态环境部核与辐射安全中心、生态环境部核与辐射安全中心、生态环境部核与辐射安全中心、生态环境部核与辐射安全中心、中广核研究院有限公司、生态环境部核与辐射安全中心 |
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