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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
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
作者:
石雪垚
陈耀东
基本信息来源于合作网站,原文需代理用户跳转至来源网站获取
MAAP4
丧失给水
CDF
锆水反应
H2规程
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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严重事故
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百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价
MELCOR
严重事故
再注水
严重事故缓解
百万千瓦级压水堆严重事故下氢气源项及氢气空制有效性分析
严重事故
氢气风险
大型干式安全壳
氢气复合器(PARs)
内容分析
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引文网络
相关学者/机构
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期刊文献
内容分析
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关键词热度
相关文献总数
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(/年)
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
被引次数趋势
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献
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共引文献
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节点文献
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2006(1)
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2010(0)
参考文献(0)
二级参考文献(0)
引证文献(0)
二级引证文献(0)
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
主办单位:
中国核电工程有限公司
出版周期:
双月刊
ISSN:
CN:
N准/京2140-981721
开本:
出版地:
北京840信箱科技与国际合作部
邮发代号:
创刊时间:
语种:
chi
出版文献量(篇)
956
总下载数(次)
7
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