原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
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2号机组在地震发生后4天(96 h)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.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,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升.96 h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800 kg.事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却.
推荐文章
福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析
福岛
锆水反应
堆芯失效
氢爆
福岛核事故后核电厂安全改进行动分析
福岛核事故
核电厂
核安全
改进行动
CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究
CANDU堆
严重事故
全厂断电
事故进程
徐大堡核电厂严重事故后公众辐射风险分析
核电厂
应急
概率安全分析
风险评价
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
(/次)
(/年)
文献信息
篇名 福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 福岛事故 冷却剂系统泄漏 TORUS隔室水淹 锆水反应
年,卷(期) 2014,(Z1) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 427-432
页数 6页 分类号 TL364.4
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.S0.0427
五维指标
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (1)
共引文献  (4)
参考文献  (1)
节点文献
引证文献  (1)
同被引文献  (5)
二级引证文献  (0)
2006(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2012(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2014(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)
2019(1)
  • 引证文献(1)
  • 二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
福岛事故
冷却剂系统泄漏
TORUS隔室水淹
锆水反应
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
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
总被引数(次)
27955
  • 期刊分类
  • 期刊(年)
  • 期刊(期)
  • 期刊推荐
论文1v1指导