原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
利用MELCOR程序建立了600 MWe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。
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文献信息
篇名 用 MELCOR 程序分析600 MWe 核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 MELCOR 乏燃料 乏燃料水池 严重事故
年,卷(期) 2016,(3) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 440-445
页数 6页 分类号 TL33
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2016.50.03.0440
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 季松涛 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 37 75 4.0 7.0
2 张应超 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 24 72 5.0 7.0
3 史晓磊 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 15 18 3.0 3.0
4 魏严凇 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 15 23 3.0 3.0
5 许倩 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 5 7 2.0 2.0
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研究主题发展历程
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MELCOR
乏燃料
乏燃料水池
严重事故
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
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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
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