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福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析
被引量：
1
1
作者
陈耀东
崔蕾
廖敏
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S1期427-432,共6页
本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假...
本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800kg。事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却。
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关键词
福岛事故
冷却剂系统泄漏
TORUS隔室水淹
锆水反应
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职称材料
题名
福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析
被引量：
1
1
作者
陈耀东
崔蕾
廖敏
机构
国核(北京)科学技术研究院有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S1期427-432,共6页
基金
国家科技重大专项资助项目(2013ZX06004008-005)
文摘
本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800kg。事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却。
关键词
福岛事故
冷却剂系统泄漏
TORUS隔室水淹
锆水反应
Keywords
Fukushima accident
RCS leakage
TORUS room flooding
Zr-water reaction
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析
陈耀东
崔蕾
廖敏
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
1
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