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严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析被引量：3: 1; 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... 展开更多; 关键词严重事故瞬态分析堆芯熔毁熔池形成 IVR-ERVC; 在线阅读下载PDF 职称材料

福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析被引量：9: 2; 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... 展开更多; 关键词福岛锆水反应堆芯失效氢爆; 在线阅读下载PDF 职称材料

GASFLOW程序液膜模型开发及初步验证被引量：1: 3; 作者王方年沈峰 +1 位作者程旭黄兴冠《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2044-2050,共7页; 本文基于三维CFD安全壳程序GASFLOW开发了热构件壁面上的液膜覆盖与蒸发模型。通过选定AP1000大破口事故序列,采用耦合了液膜模型的GASFLOW程序分析了AP1000核电厂安全壳内温度压力响应及其非能动安全壳冷却系统(PCS)的性能,并与相同事... 展开更多; 关键词 GASFLOW程序液膜模型 AP1000 非能动安全壳冷却系统安全壳响应; 在线阅读下载PDF 职称材料

对冲式止回阀局部流动特性仿真模拟被引量：5: 4; 作者王戈韩伟实 +1 位作者孟现珂于明锐《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1206-1211,共6页; 当压水堆核电站主泵工况变化时,回路会发生程度不同的水击现象,严重时不仅会产生瞬时超压危害压力边界,也可能造成止回阀失效。对冲式止回阀是一种新型止回阀,其新型的导流结构设计可很好地减轻水击现象,提高核电站运行的安全性。本工... 展开更多; 关键词动网格止回阀关闭特性; 在线阅读下载PDF 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: 1; 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]; 在线阅读下载PDF 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: 2; 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]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名GASFLOW程序液膜模型开发及初步验证被引量：1: 3; 作者王方年沈峰程旭黄兴冠; 机构国核科学技术研究院上海交通大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2044-2050,共7页; 基金国家科技重大专项资助项目(2013ZX06004008); 文摘本文基于三维CFD安全壳程序GASFLOW开发了热构件壁面上的液膜覆盖与蒸发模型。通过选定AP1000大破口事故序列,采用耦合了液膜模型的GASFLOW程序分析了AP1000核电厂安全壳内温度压力响应及其非能动安全壳冷却系统(PCS)的性能,并与相同事故序列下WGOTHIC、MELCOR、CONTAIN等程序的计算结果进行比较。结果表明,耦合了液膜模型的GASFLOW程序可用于分析PCS的热工水力行为,其基本功能满足计算需要。; 关键词 GASFLOW程序液膜模型 AP1000 非能动安全壳冷却系统安全壳响应; Keywords GASFLOW code film model AP1000 passive containment cooling system containment response; 分类号 TL364.3 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名对冲式止回阀局部流动特性仿真模拟被引量：5: 4; 作者王戈韩伟实孟现珂于明锐; 机构哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室国核科学技术研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1206-1211,共6页; 文摘当压水堆核电站主泵工况变化时,回路会发生程度不同的水击现象,严重时不仅会产生瞬时超压危害压力边界,也可能造成止回阀失效。对冲式止回阀是一种新型止回阀,其新型的导流结构设计可很好地减轻水击现象,提高核电站运行的安全性。本工作基于FLUENT流体仿真软件,利用动网格及UDF(用户自定义函数)技术,更真实地模拟了阀门关闭过程中冲压管喉部及其联接腔体内的流场与压力分布。模拟结果表明,虽然几何形状的变化会导致关闭过程中局部流速高于其他部位的,但对阀门关闭过程的稳定性影响很小。另外,通过对流场分析发现,阀门关闭过程可分为3个阶段,每一阶段均有其独立特征,为以后阀门结构的改进及可靠性分析提供了依据。; 关键词动网格止回阀关闭特性; Keywords dynamic grid check valve closing characteristics; 分类号 TK124 [动力工程及工程热物理—工程热物理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	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	在线阅读下载PDF 职称材料
2	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	在线阅读下载PDF 职称材料
3	GASFLOW程序液膜模型开发及初步验证	王方年沈峰程旭黄兴冠	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	对冲式止回阀局部流动特性仿真模拟	王戈韩伟实孟现珂于明锐	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	5	在线阅读下载PDF 职称材料