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摘要:
应用MAAP程序,对百万千瓦级核电站丧失给水引发的严重事故序列3种工况进行了分析比较.计算结果表明:稳压器延伸功能的实施,可以避免因一回路发生高压堆熔物喷射而导致的安全壳直接加热,并且减缓了氢气从一回路迁移至安全壳隔室时发生局部燃爆(deflagration)的风险;但由于3组稳压器安全阀卸压容量的限制,安注箱冷水不能快速注入堆芯,堆芯未能及时淹没和冷却,导致锆水反应比未实施该功能的工况要提前发生;氢气复合器系统成功阻止了安全壳全局发生燃爆或爆轰的风险,,但是不能完全消除氢气在隔室中发生局部燃爆的可能;24小时内堆坑地板熔穿厚度约为1m;3种况下安全壳内最高压力均低于设计压力值.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 百万千瓦级核电站丧失全部给水引发的严重事故验证分析
来源期刊 核工程研究与设计 学科
关键词 MAAP4 丧失给水 CDF 锆水反应 H2规程
年,卷(期) 2010,(2) 所属期刊栏目 核电
研究方向 页码范围 48-51
页数 4页 分类号
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 石雪垚 中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所 14 22 3.0 4.0
2 陈耀东 中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所 6 20 2.0 4.0
传播情况
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引文网络
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研究主题发展历程
节点文献
MAAP4
丧失给水
CDF
锆水反应
H2规程
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核工程研究与设计
双月刊
N准/京2140-981721
北京840信箱科技与国际合作部
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出版文献量(篇)
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