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大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究
被引量：
1
1
作者
石兴伟
兰兵
+2 位作者
靖剑平
毕金生
张春明
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2017年第2期250-256,共7页
应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表...
应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。
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关键词
MELCOR2.1
严重事故
小破口
大功率非能动压水堆
堆芯熔毁
在线阅读
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职称材料
严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析
被引量：
3
2
作者
金越
刘晓晶
+1 位作者
程旭
陈薇
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第1期116-124,共9页
通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了...
通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。
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关键词
严重事故
瞬态分析
堆芯熔毁
熔
池形成
IVR-ERVC
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职称材料
题名
大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究
被引量：
1
1
作者
石兴伟
兰兵
靖剑平
毕金生
张春明
机构
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2017年第2期250-256,共7页
基金
国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001)
国家科技重大专项项目(2015ZX060002007)
文摘
应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。
关键词
MELCOR2.1
严重事故
小破口
大功率非能动压水堆
堆芯熔毁
Keywords
MELCOR 2.1
Severe accident
Small break
Large power passive PWR
Core meltdown
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
严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析
被引量：
3
2
作者
金越
刘晓晶
程旭
陈薇
机构
上海交通大学
国核科学技术研究院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第1期116-124,共9页
文摘
通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。
关键词
严重事故
瞬态分析
堆芯熔毁
熔
池形成
IVR-ERVC
Keywords
severe accident
transient analysis
core degradation
molten poolformation
IVR-ERVC
分类号
TL3 [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
大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究
石兴伟
兰兵
靖剑平
毕金生
张春明
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2017
1
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析
金越
刘晓晶
程旭
陈薇
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016
3
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职称材料
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