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用MELCOR程序分析600MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故 被引量:4
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作者 张应超 季松涛 +2 位作者 魏严凇 史晓磊 许倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期440-445,共6页
利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了... 利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。 展开更多
关键词 melcor 乏燃料 乏燃料水池 严重事故
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基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法 被引量:3
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作者 史晓磊 许倩 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期111-114,共4页
严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及... 严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。 展开更多
关键词 melcor ORIGEN2 MCNP 安全壳剂量率
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MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展 被引量:5
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作者 周克峰 陈召林 +3 位作者 冯进军 高强 李茂林 刘运陶 《核安全》 2013年第3期62-67,共6页
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。 展开更多
关键词 melcor 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展
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MELCOR2.2冷水入侵和熔融物喷出模型在MCCI计算中的应用 被引量:1
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作者 石兴伟 靖剑平 +3 位作者 贾斌 史强 兰兵 刘福东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第10期1798-1804,共7页
堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI)产生的大量不凝气体导致安全壳压力快速升高,威胁安全壳的完整性。最新版本MELCOR2.2程序增加了冷水入侵和熔融物喷出模型以完善堆芯熔融物-混凝土相互作用现象的模拟。本文建立了大功率非能动压水堆堆... 堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI)产生的大量不凝气体导致安全壳压力快速升高,威胁安全壳的完整性。最新版本MELCOR2.2程序增加了冷水入侵和熔融物喷出模型以完善堆芯熔融物-混凝土相互作用现象的模拟。本文建立了大功率非能动压水堆堆腔几何模型,针对程序中添加的冷水入侵和熔融物喷出模型进行了应用分析。结果表明:在混凝土的消融过程中,冷水入侵和熔融物喷出模型的开启对熔融物和水接触面之间的硬质壳层有一定的影响;硬质壳层的反复形成和裂解加快了水的汽化,减弱了混凝土的消融速度;堆腔熔融物上部和侧部硬质壳层形成后,熔融物向下传热加强,混凝土的消融速度增加。新增模型能从细节上模拟堆芯熔融物-混凝土相互作用现象,为压水堆核电厂严重事故安全审评提供可靠技术保障。 展开更多
关键词 melcor2.2 安全壳 MCCI 冷水入侵 熔融物喷出
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基于PAREO与MELCOR的安全壳压力温度响应对比研究 被引量:1
5
作者 高颖贤 闵远胜 +2 位作者 陈伟 付强 刘兆东 《科技视界》 2019年第6期217-220,共4页
PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放,分别采用PAREO和MELOCR程序分析了安全壳的响应,并通过两个程序在关键物理模型上的对比研究分析了程序计算结果的合理性和保守性,为工程设... PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放,分别采用PAREO和MELOCR程序分析了安全壳的响应,并通过两个程序在关键物理模型上的对比研究分析了程序计算结果的合理性和保守性,为工程设计分析工具的选择提供了参考。 展开更多
关键词 PAREO melcor 安全壳 压力和温度
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MELCOR与SPEEDI程序在放射性物质释放量评估中的应用比较
6
作者 韩福眷 陈晓秋 +1 位作者 余少青 张琼 《核安全》 2013年第2期45-49,共5页
轻水堆核电厂严重事故发生时,公众及核电厂工作人员最为关心的就是放射性物质的泄漏,如何准确地评估放射性物质的释放水平,对指导核电厂工作人员采取相关的应急措施具有重要的意义。目前,用于实时评估核事故情况下放射性物质释放量的方... 轻水堆核电厂严重事故发生时,公众及核电厂工作人员最为关心的就是放射性物质的泄漏,如何准确地评估放射性物质的释放水平,对指导核电厂工作人员采取相关的应急措施具有重要的意义。目前,用于实时评估核事故情况下放射性物质释放量的方法主要有两类:(1)基于核电厂事故工况分析的评估方法,如MELCOR程序;(2)根据辐射环境监测数据反演的评估方法,如SPEEDI程序。前者主要以程序模拟计算为主,后者主要是基于核电厂周围辐射环境监测的数据,具有实时性。本文通过对MELCOR和SPEEDI这两类评估程序在福岛核事故中的应用比较,阐述两类评估方法在评估放射性物质释放量时发挥的效用。 展开更多
关键词 核事故 放射性物质释放评估 melcor SPEEDI
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SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较 被引量:9
7
作者 付霄华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期430-434,共5页
SCDAP/RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序,它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进... SCDAP/RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序,它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测,并对比分析了这2个严重事故分析程序的优缺点及相应的计算结果。 展开更多
关键词 SCDAP/RELAP5程序 melcor程序 堆芯损伤 压力容器 下封头失效
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基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究 被引量:1
8
作者 王珏 梁国兴 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期125-133,共9页
针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地... 针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。 展开更多
关键词 RELAP5 melcor 联合分析方法 严重事故
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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析
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作者 崔世杰 王杰 +4 位作者 卢庆 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《科学技术与工程》 北大核心 2015年第30期23-29,共7页
MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。 展开更多
关键词 melcor 失流事故 氦冷包层 HE-FUS3实验
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Investigation of ex-vessel core catcher for SBO accident in VVER-1000/V528 containment using MELCOR code 被引量:4
10
作者 Farhad Salari Ataollah Rabiee Farshad Faghihi 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2021年第4期92-111,共20页
To mitigate consequences of core melting,an ex-vessel core catcher is investigated in this study.Instructions should be obeyed to cool down the corium caused by core melting.The corium destroys the reactor containment... To mitigate consequences of core melting,an ex-vessel core catcher is investigated in this study.Instructions should be obeyed to cool down the corium caused by core melting.The corium destroys the reactor containment and causes radioactive materials to be released into the environment if it does not cool down well.It is important to build a core catcher system for the reception,localization,and cool down of the molten corium during a severe accident resulting from core melting.In this study,the role of a core catcher in the VVER-1000/v528 reactor containment during a station black out(SBO)accident is evaluated using the MELCOR1.8.6 code.In addition,parametric analyses of the SBO for(i)SBO accidents with emergency core cooling system(ECCS)operation,and(ii)without ECCS operation are performed.Furthermore,thermal–hydraulic analyses in dry and wet cavities with/without water are conducted.The investigations include the reduction of gases resulting from molten–corium–concrete interactions(H_(2),CO,CO_(2)).Core melting,gas production,and the pressure/temperature in the reactor containment are assessed.Additionally,a full investigation pertaining to gas release(H_(2),CO,CO_(2))and the pressure/temperature of the core catcher is performed.Based on MELCOR simulations,a core cavity and a perimeter water channel are the best options for corium cooling and a lower radionuclide release.This simulation is also theoretically investigated and discussed herein.The simulation results show that the core catcher system in addition to an internal sacrificial material reduces the containment pressure from 689 to 580 kPa and the corresponding temperature from 394 to 380 K.Furthermore,it is observed that the amount of gases produced,particularly hydrogen,decreased from 1698 to 1235 kg.Moreover,the presence of supporting systems,including an ECCS with a core catcher,prolonged the core melting time from 16,430 to 28,630 s(in an SBO accident)and significantly decreased the gases produced. 展开更多
关键词 Core catcher VVER-1000/V528 CONTAINMENT SBO accident melcor Environmental radionuclide release Corium cooling
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基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究
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作者 王珏 梁国兴 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2016年第2期223-230,共8页
针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地... 针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。 展开更多
关键词 RELAP5 melcor 联合分析方法 严重事故
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基于MELCOR1.8.5的反应堆严重事故分析
12
作者 杜国新 吴畏 +2 位作者 汪可 赵宗方 徐宇 《科技视界》 2020年第11期111-114,共4页
本文使用MELCOR1.8.5程序,对反应堆一回路进行建模。首先将一回路调整至稳定运行状态,然后引入全厂断电事故,得到反应堆从停堆直到堆芯熔融物在堆坑内烧蚀的整个事故序列。目前已有的事故分析仅计算到压力容器破损,本文为整个严重事故... 本文使用MELCOR1.8.5程序,对反应堆一回路进行建模。首先将一回路调整至稳定运行状态,然后引入全厂断电事故,得到反应堆从停堆直到堆芯熔融物在堆坑内烧蚀的整个事故序列。目前已有的事故分析仅计算到压力容器破损,本文为整个严重事故序列的分析提供一定的依据。 展开更多
关键词 反应堆 melcor1.8.5 建模 事故分析
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应用MELCOR对FPT1棒束失效过程的模拟分析
13
作者 陈耀东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第3期253-259,共7页
应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析。通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析。分析结果表... 应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析。通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析。分析结果表明:计算得到的棒束失效过程中发生重要事件与试验值较吻合;表征严重事故过程的重要现象——锆水反应所产生的氢气趋势,计算值与试验值比较一致;棒束栅元单一控制体划分,会使得计算得到的燃料峰值温度等表征严重事故来临时间晚于试验值;用CORSOR-M模型预测得到的大部分裂变产物核素释放总量要低于试验测量值,并且该模型较高的估计了氧化热对Xe、CsI、、Te等易挥发核素释放的影响。 展开更多
关键词 FPT1 melcor 锆水反应 放射性裂变产物
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Fukushima accident study using MELCOR
14
作者 Randall O Gauntt 《Engineering Sciences》 EI 2013年第3期53-59,共7页
The accidents at the Fukushima Daiichi nuclear power station stunned the world as the sequences played out over severals days and videos of hydrogen explosions were televised as they took place. The accidents all resu... The accidents at the Fukushima Daiichi nuclear power station stunned the world as the sequences played out over severals days and videos of hydrogen explosions were televised as they took place. The accidents all resulted in severe damage to the reactor cores and releases of radioactivity to the environment despite heroic measures had taken by the operating personnel. The following paper provides some background into the development of these accidents and their root causes,chief among them,the prolonged station blackout conditions that isolated the reactors from their ultimate heat sink - the ocean. The interpretations given in this paper are summarized from a recently completed report funded by the United States Department of Energy (USDOE). 展开更多
关键词 核事故 melcor 美国能源部 视频序列 氢气爆炸 操作人员 环境释放 反应堆
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MELCOR2.2氢气点燃浓度限值敏感性分析 被引量:1
15
作者 石兴伟 史强 +4 位作者 马国强 宋维 贾斌 左嘉旭 刘福东 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期70-74,共5页
严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压... 严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压水堆安全壳进行系统建模,对安全壳内氢气点燃浓度限值进行了敏感性分析。分析结果表明:1)氢气可燃浓度限值设置越高,单次燃烧产生的压力峰值越明显,超过设定的可燃浓度限值,可能引起氢气爆燃和爆炸;2)氢气点燃一定程度上受其他不凝气体浓度影响,其中一氧化碳会加速氢气点燃,而二氧化碳和蒸汽的摩尔浓度增加则会稀释可燃气体。因此,氢气点燃受氢气点燃浓度限值影响较大,但安全壳内其他不凝气体组分的影响也不可忽略,应该及时做好安全壳内可燃气体的复合和稀释,有效消除可燃气体的潜在威胁。 展开更多
关键词 melcor2.2 氢气 点燃浓度限值 严重事故 敏感性分析
原文传递
垂直管内含不可凝气体蒸汽的冷凝换热MELCOR数值模拟 被引量:2
16
作者 黄政 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期127-131,共5页
采用MELCOR程序建模,对垂直管内含有空气的冷凝传热过程进行模拟计算,并将数值模拟结果与Kuhn的实验进行比较。结果表明,MELCOR模拟结果基本与实验结果基本吻合,验证了MELCOR模型的合理性。但是,MELCOR模拟蒸汽传质和液膜累积过程偏大,... 采用MELCOR程序建模,对垂直管内含有空气的冷凝传热过程进行模拟计算,并将数值模拟结果与Kuhn的实验进行比较。结果表明,MELCOR模拟结果基本与实验结果基本吻合,验证了MELCOR模型的合理性。但是,MELCOR模拟蒸汽传质和液膜累积过程偏大,使得总换热系数偏大。通过对MELCOR模型参数进行修正,调整后计算得到的液膜厚度和换热系数比调整前减小,且结果与实验吻合得很好。 展开更多
关键词 冷凝 不可凝气体 MELOCR 数值模拟
原文传递
衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响
17
作者 孙晓晖 王辉 陈巧艳 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期168-173,共6页
文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰... 文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明,衰变对^(131)I、^(131m)Xe、^(133)Xe、^(85)Kr和^(134)Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大,其结果与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体呈上升趋势,达到最大值后保持不变;衰变对^(134)I、^(135)I、^(138)Xe、^(138)Cs和^(87)Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大,结果曲线先上升后下降。 展开更多
关键词 源项评估 衰变 melcor
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严重事故下的氢气燃烧模型研究
18
作者 余婧懿 杨小明 +2 位作者 杨洋 马如冰 元一单 《现代信息科技》 2023年第9期149-153,共5页
为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主... 为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主要计算方法,总结了严重事故氢气燃烧模型的建模思路和重点,并比较了MAAP、MELCOR和ASTEC三种主流严重事故一体化分析软件对氢气燃烧模型计算的特点。总体来说,ASTEC对机理模型的分析最为精细,计算最为复杂;MELCOR直接使用实验关系式,模型最为简单;MAAP介于两者之间。另外目前严重事故分析程序中对氢气燃烧相关模型的实验验证缺失较多,未来可在这方面开展进一步的研究。 展开更多
关键词 严重事故 氢气燃烧 可燃性极限 快燃计算 MAAP melcor ASTEC
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大亚湾核电厂全厂“断电”事故裂变产物行为计算 被引量:9
19
作者 郎明刚 高祖瑛 +1 位作者 周志伟 奚树人 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第4期339-342,共4页
使用MELCOR程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程 ,计算出安全壳内源项的最大存量 ,同KORIGEN程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性 。
关键词 大亚湾核电厂 “断电”事故 裂变产物 melcor KORIGEN 安全壳 安全
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船用堆全船断电事故源项分析 被引量:5
20
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 蔡琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1038-1043,共6页
本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性... 本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性危害。波动管破损尺寸的减小,导致失效后事故进程减慢,然而对船内人员的外照射危害略有提高,内照射危害相同。本文研究结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。 展开更多
关键词 melcor 船用堆 断电 稳压器波动管
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