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严重事故分析程序 被引量:13
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作者 郎明刚 高祖瑛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第2期46-50,共5页
严重事故过程可分为堆芯解体、压力容器熔穿、安全壳失效三阶段,裂变产物随之释放。严重事故分析程序有两类,系统性程序与机理性程序。系统性程序能计算完整的事故序列,机理性程序偏重事故进程的局部细节。主要介绍系统性程序STCP、MEL... 严重事故过程可分为堆芯解体、压力容器熔穿、安全壳失效三阶段,裂变产物随之释放。严重事故分析程序有两类,系统性程序与机理性程序。系统性程序能计算完整的事故序列,机理性程序偏重事故进程的局部细节。主要介绍系统性程序STCP、MELCOR、ASTEC与机理性程序RELAP5/SCDAP、VICTORIA、CONTAIN。 展开更多
关键词 严重事故 分析程序 反应堆 物理过程 STEP melcor ASTEC
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大亚湾核电厂全厂“断电”事故裂变产物行为计算 被引量:9
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作者 郎明刚 高祖瑛 +1 位作者 周志伟 奚树人 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第4期339-342,共4页
使用MELCOR程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程 ,计算出安全壳内源项的最大存量 ,同KORIGEN程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性 。
关键词 大亚湾核电厂 “断电”事故 裂变产物 melcor KORIGEN 安全壳 安全
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船用堆全船断电事故源项分析 被引量:5
3
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 蔡琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1038-1043,共6页
本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性... 本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性危害。波动管破损尺寸的减小,导致失效后事故进程减慢,然而对船内人员的外照射危害略有提高,内照射危害相同。本文研究结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。 展开更多
关键词 melcor 船用堆 断电 稳压器波动管
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MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展 被引量:5
4
作者 周克峰 陈召林 +3 位作者 冯进军 高强 李茂林 刘运陶 《核安全》 2013年第3期62-67,共6页
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。 展开更多
关键词 melcor 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展
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严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析 被引量:7
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作者 陈耀东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第2期134-141,共8页
应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段... 应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析。分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险。方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa。 展开更多
关键词 全厂断电 melcor 蓄压安注箱 稳压器功能延伸 非能动氢气复合
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小型堆应急计划区划分研究 被引量:4
6
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 赵新文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期80-83,共4页
利用一体化严重事故分析程序(MELCOR)对小型堆断电事故进行仿真分析,并将结果作为大气扩散计算软件MACCS的输入,计算分析某滨海地区放射性后果。结合建立的小型堆应急计划区划分准则,通过计算确定适用于小型堆的应急计划区大小。
关键词 melcor MACCS 应急计划区 小型堆
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AP1000核电站严重事故下熔融物与混凝土相互作用的研究 被引量:4
7
作者 王钦 毕金生 丁铭 《核安全》 2019年第6期37-43,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 熔融物与混凝土相互作用 熔融物堆外冷却 melcor
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核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究 被引量:4
8
作者 黄政 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期31-36,共6页
RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进... RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。 展开更多
关键词 非能动 自然循环 RELAP5 melcor 流动不稳定性
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用MELCOR程序分析600MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故 被引量:4
9
作者 张应超 季松涛 +2 位作者 魏严凇 史晓磊 许倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期440-445,共6页
利用MELCOR程序建立了600MWe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... 利用MELCOR程序建立了600MWe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。 展开更多
关键词 melcor 乏燃料 乏燃料水池 严重事故
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衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响
10
作者 孙晓晖 王辉 陈巧艳 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期168-173,共6页
文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰... 文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明,衰变对^(131)I、^(131m)Xe、^(133)Xe、^(85)Kr和^(134)Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大,其结果与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体呈上升趋势,达到最大值后保持不变;衰变对^(134)I、^(135)I、^(138)Xe、^(138)Cs和^(87)Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大,结果曲线先上升后下降。 展开更多
关键词 源项评估 衰变 melcor
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基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法 被引量:4
11
作者 史晓磊 许倩 +1 位作者 魏严凇 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期111-114,共4页
严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及... 严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。 展开更多
关键词 melcor ORIGEN2 MCNP 安全壳剂量率
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严重事故下的氢气燃烧模型研究
12
作者 余婧懿 杨小明 +2 位作者 杨洋 马如冰 元一单 《现代信息科技》 2023年第9期149-153,共5页
为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主... 为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主要计算方法,总结了严重事故氢气燃烧模型的建模思路和重点,并比较了MAAP、MELCOR和ASTEC三种主流严重事故一体化分析软件对氢气燃烧模型计算的特点。总体来说,ASTEC对机理模型的分析最为精细,计算最为复杂;MELCOR直接使用实验关系式,模型最为简单;MAAP介于两者之间。另外目前严重事故分析程序中对氢气燃烧相关模型的实验验证缺失较多,未来可在这方面开展进一步的研究。 展开更多
关键词 严重事故 氢气燃烧 可燃性极限 快燃计算 MAAP melcor ASTEC
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MCCI过程模型开发及验证 被引量:3
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作者 魏巍 齐克林 +2 位作者 万舒 陈艳芳 郭富德 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期849-853,共5页
概述了严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)过程的机理性模型,并给出了大亚湾核电厂全厂断电及大破口叠加安注失效等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI过程的计算分析结果,并与相同事故序列下的MELCOR计算结果进行对比。计算... 概述了严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)过程的机理性模型,并给出了大亚湾核电厂全厂断电及大破口叠加安注失效等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI过程的计算分析结果,并与相同事故序列下的MELCOR计算结果进行对比。计算结果表明,所给出的严重事故下的MCCI过程模型正确合理,计算速度快,能满足在模拟机上应用的要求。 展开更多
关键词 模型 严重事故 MCCI melcor
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MCCI过程中混凝土类型对安全壳的影响 被引量:3
14
作者 石兴伟 兰兵 +3 位作者 毕金生 靖剑平 李朝君 张春明 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期78-84,共7页
堆芯熔融物-混凝土相互作用(Molten Corium-Concrete Interaction,MCCI)是安全壳晚期失效的重要影响因素之一,可能引起安全壳功能丧失并导致大量放射性物质向环境释放。因此有必要研究和分析混凝土类型对MCCI现象的影响,以评估MCCI过程... 堆芯熔融物-混凝土相互作用(Molten Corium-Concrete Interaction,MCCI)是安全壳晚期失效的重要影响因素之一,可能引起安全壳功能丧失并导致大量放射性物质向环境释放。因此有必要研究和分析混凝土类型对MCCI现象的影响,以评估MCCI过程中安全壳潜在的失效风险。应用严重事故一体化分析程序MELCOR2.1,建立了大功率非能动反应堆安全壳整体模型和堆坑模型,分别研究了熔融物与典型玄武岩混凝土和石灰石-沙混凝土的相互作用,评价了该作用对安全壳完整性带来的风险。分析结果表明:在MCCI过程中,两种典型类型的混凝土的消融速度明显不同,玄武岩混凝土具有更高的侧壁消融速度;但是石灰石-沙混凝土具有更高的不凝气体产气量。研究表明:安全壳底板失效时间远超过24 h,与混凝土类型无关;计算得到的安全壳压力均低于C级承载压力,满足保护安全壳裂变产物边界24 h的目标。 展开更多
关键词 melcor 2.1 安全壳 熔融物-混凝土相互作用 不凝气体 严重事故
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小型堆断电严重事故缓解措施分析 被引量:3
15
作者 陈航 张帆 +1 位作者 晏峰 王坤 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期62-65,共4页
以典型的小型堆为研究对象,用MELCOR程序对满功率运行的小型堆全部电源丧失严重事故序列进行计算,分析比较几种缓解措施对事故缓解的作用。结果表明:在发生全部电源丧失后,反应堆热阱丧失,并会发生高压熔堆事故,导致安全壳的完整性受到... 以典型的小型堆为研究对象,用MELCOR程序对满功率运行的小型堆全部电源丧失严重事故序列进行计算,分析比较几种缓解措施对事故缓解的作用。结果表明:在发生全部电源丧失后,反应堆热阱丧失,并会发生高压熔堆事故,导致安全壳的完整性受到破坏。若应急电源及时恢复,安全注入系统投入,再循环取海水冷却能有效缓解事故进程。 展开更多
关键词 断电 melcor 严重事故 高压熔堆
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小型堆大破口失水事故放射性后果研究 被引量:3
16
作者 廉海波 王伟 王坤 《舰船电子工程》 2018年第3期113-116,145,共5页
利用MELCOR程序建立了船用堆舱室模型及全船通风模型,针对大破口失水事故,分析通风系统的投入对堆舱邻舱放射性危害的缓解。利用MACCS程序,进一步研究了通风造成的大气环境的辐射危害。得到的结论是:为了保证堆舱邻舱的辐射剂量在剂量... 利用MELCOR程序建立了船用堆舱室模型及全船通风模型,针对大破口失水事故,分析通风系统的投入对堆舱邻舱放射性危害的缓解。利用MACCS程序,进一步研究了通风造成的大气环境的辐射危害。得到的结论是:为了保证堆舱邻舱的辐射剂量在剂量限值内,应于事故发生后10 min内投入全船通风。若10 min后投通风,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。就大气扩散而言,风速越小,受到的辐射危害越大。稳定大气条件的辐射危害大于不稳定气象条件,在中性气象条件下,几乎不会造成任何剂量危害。事发海域,人员无需服用稳定碘。 展开更多
关键词 melcor 全船通风 大破口失水事故 MACCS 大气扩散
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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 被引量:3
17
作者 胡啸 黄挺 +1 位作者 裴杰 陈炼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2069-2075,共7页
根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严... 根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段,将冷却剂分别以小流量(10kg/s)、中流量(50kg/s)和大流量(200kg/s)的速率注入堆芯,通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明:在堆芯损伤初期,可认为10kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段,200kg/s的注水流量可认为是基本可行的,而小于此流量的注水应慎重考虑。 展开更多
关键词 melcor 严重事故 再注水 严重事故缓解
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蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故放射性分析 被引量:3
18
作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 刘海鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期871-876,共6页
以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,研究了某型船用堆发生蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故,针对传热管破损所导致的放射性物质向其他舱室的泄漏,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及其在舱室内的分布。计算结果表... 以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,研究了某型船用堆发生蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故,针对传热管破损所导致的放射性物质向其他舱室的泄漏,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及其在舱室内的分布。计算结果表明:二回路蒸汽管道会发生超压失效,氢燃导致堆舱邻舱的超压失效。至计算结束,约占累积总量99.61%的Xe和49.96%的CsI从堆芯释放出来。舱室Ⅰ和Ⅱ内Xe的分布份额分别为38%和18%,CsI的分布份额分别为22.2%和2.7%,CsI主要存在于舱底水池中,且泄漏至舱室Ⅱ的份额微少。本文分析结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。 展开更多
关键词 melcor 蒸汽发生器传热管 全船断电 超压失效
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应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究 被引量:3
19
作者 魏玮 周志伟 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第4期334-340,共7页
应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评... 应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评价秦山二期无缓解措施的大破口严重事故堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性具有重要参考意义。 展开更多
关键词 melcor LOCA 堆芯损伤评价
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Investigation of ex-vessel core catcher for SBO accident in VVER-1000/V528 containment using MELCOR code 被引量:5
20
作者 Farhad Salari Ataollah Rabiee Farshad Faghihi 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2021年第4期92-111,共20页
To mitigate consequences of core melting,an ex-vessel core catcher is investigated in this study.Instructions should be obeyed to cool down the corium caused by core melting.The corium destroys the reactor containment... To mitigate consequences of core melting,an ex-vessel core catcher is investigated in this study.Instructions should be obeyed to cool down the corium caused by core melting.The corium destroys the reactor containment and causes radioactive materials to be released into the environment if it does not cool down well.It is important to build a core catcher system for the reception,localization,and cool down of the molten corium during a severe accident resulting from core melting.In this study,the role of a core catcher in the VVER-1000/v528 reactor containment during a station black out(SBO)accident is evaluated using the MELCOR1.8.6 code.In addition,parametric analyses of the SBO for(i)SBO accidents with emergency core cooling system(ECCS)operation,and(ii)without ECCS operation are performed.Furthermore,thermal–hydraulic analyses in dry and wet cavities with/without water are conducted.The investigations include the reduction of gases resulting from molten–corium–concrete interactions(H_(2),CO,CO_(2)).Core melting,gas production,and the pressure/temperature in the reactor containment are assessed.Additionally,a full investigation pertaining to gas release(H_(2),CO,CO_(2))and the pressure/temperature of the core catcher is performed.Based on MELCOR simulations,a core cavity and a perimeter water channel are the best options for corium cooling and a lower radionuclide release.This simulation is also theoretically investigated and discussed herein.The simulation results show that the core catcher system in addition to an internal sacrificial material reduces the containment pressure from 689 to 580 kPa and the corresponding temperature from 394 to 380 K.Furthermore,it is observed that the amount of gases produced,particularly hydrogen,decreased from 1698 to 1235 kg.Moreover,the presence of supporting systems,including an ECCS with a core catcher,prolonged the core melting time from 16,430 to 28,630 s(in an SBO accident)and significantly decreased the gases produced. 展开更多
关键词 Core catcher VVER-1000/V528 CONTAINMENT SBO accident melcor Environmental radionuclide release Corium cooling
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