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福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析
被引量：
9
1
作者
陈耀东
周拥辉
+1 位作者
石俊英
柴国旱
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012年第B09期283-289,共7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3号机组在地震发生后3d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,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的...
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3号机组在地震发生后3d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,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。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,结果表明:地震发生后约36h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属-水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。
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关键词
福岛
锆水反应
堆芯失效
氢爆
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职称材料
题名
福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析
被引量：
9
1
作者
陈耀东
周拥辉
石俊英
柴国旱
机构
国核科学技术研究院
苏州热工研究院有限公司
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012年第B09期283-289,共7页
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3号机组在地震发生后3d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,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。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,结果表明:地震发生后约36h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属-水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。
关键词
福岛
锆水反应
堆芯失效
氢爆
Keywords
Fukushima NPS
Zr-water reaction
core degradation
H2 detonation
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析
陈耀东
周拥辉
石俊英
柴国旱
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012
9
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