核动力工程
覈動力工程
핵동력공정
NUCLEAR POWER ENGINEERING
2011年
3期
10-14
,共5页
严重事故%失效概率曲线%CPR1000%过滤排放系统
嚴重事故%失效概率麯線%CPR1000%過濾排放繫統
엄중사고%실효개솔곡선%CPR1000%과려배방계통
根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的启动压力可取为0.71 MPa(表压),放射性物质向环境释放的时间随之推迟1 d以上,累积放射性活度明显降低.
根據中國改進型三環路壓水堆(CPR1000)覈電廠安全殼設計特點,採用理論分析及有限元分析方法,得到CPR1000覈電廠安全殼超壓失效概率麯線,給齣CPR1000覈電廠安全殼過濾排放繫統啟動壓力的推薦值,分析不同的過濾排放繫統啟動壓力下相應的放射性釋放量.結果錶明,在確保安全殼失效概率很低(5%)的前提下,CPR1000覈電廠安全殼過濾排放繫統的啟動壓力可取為0.71 MPa(錶壓),放射性物質嚮環境釋放的時間隨之推遲1 d以上,纍積放射性活度明顯降低.
근거중국개진형삼배로압수퇴(CPR1000)핵전엄안전각설계특점,채용이론분석급유한원분석방법,득도CPR1000핵전엄안전각초압실효개솔곡선,급출CPR1000핵전엄안전각과려배방계통계동압력적추천치,분석불동적과려배방계통계동압력하상응적방사성석방량.결과표명,재학보안전각실효개솔흔저(5%)적전제하,CPR1000핵전엄안전각과려배방계통적계동압력가취위0.71 MPa(표압),방사성물질향배경석방적시간수지추지1 d이상,루적방사성활도명현강저.
