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       
摘要:
核电站发生堆芯熔化并熔穿压力容器的严重事故时,熔融物落入堆腔中会与混凝土相互作用(Molten Core-Concrete Interactions,MCCI),可能会威胁安全壳的完整性.本文基于MELCOR搭建AP1000核电站的计算模型,设置大破口事故叠加换料水箱重力注射失效情况,研究压力容器被熔穿后的事故现象及熔融物堆外冷却过程,分析了MC?CI现象对安全壳完整性的威胁,即超压风险,燃爆风险和直接熔穿风险.研究结果表明,熔融物落入堆腔后,安全壳内会经历初期快速降压,随后达到水蒸发和冷凝的动态平衡,壳内压力稳定维持在0.2 MPa.MCCI过程中会产生可燃气体,积累至爆炸极限并触发点火装置工作.混凝土底板相比于侧壁更易被消融,在事故时间105 s内被熔穿约1 m.安全壳内部空间在达到热工水力平衡后,熔融物衰变热不断被导出安全壳外,事故最终得到缓解.
推荐文章
严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用
全厂断电
堆芯熔融物与混凝土相互作用
混凝土消融速率
CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列
严重事故
缓解措施
事故分类
事故序列
AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究
AP1000
小破口失水事故
严重事故
源项
核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析
核电站
严重事故
堆芯熔融物与混凝土相互作用
MEDICS程序
缓解措施
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 AP1000核电站严重事故下熔融物与 混凝土相互作用的研究
来源期刊 核安全 学科 工学
关键词 熔融物与混凝土相互作用 熔融物堆外冷却 MELCOR
年,卷(期) 2019,(6) 所属期刊栏目 研究与探讨
研究方向 页码范围 37-43
页数 7页 分类号 TL364.1
字数 4077字 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 丁铭 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 18 73 4.0 8.0
2 王钦 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 2 1 1.0 1.0
3 毕金生 1 1 1.0 1.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (15)
共引文献  (3)
参考文献  (9)
节点文献
引证文献  (1)
同被引文献  (2)
二级引证文献  (0)
1961(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
1974(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
1984(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2001(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2004(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2006(4)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(3)
2007(2)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(2)
2008(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2009(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2010(1)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(1)
2014(3)
  • 参考文献(3)
  • 二级参考文献(0)
2015(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2016(2)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(1)
2017(2)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(1)
2018(2)
  • 参考文献(2)
  • 二级参考文献(0)
2019(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)
2020(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
熔融物与混凝土相互作用
熔融物堆外冷却
MELCOR
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
核安全
双月刊
1672-5360
11-5145/TL
大16开
北京市
2003
chi
出版文献量(篇)
1115
总下载数(次)
6
总被引数(次)
2826
论文1v1指导