本文選題：MELCOR + 嚴(yán)重事故�。� 參考：《核科學(xué)與工程》2017年03期

【摘要】：應(yīng)用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能動(dòng)壓水堆核電廠主要回路系統(tǒng)及安全殼的熱工水力模型,并以直接注水管線破口疊加內(nèi)置換料水箱失效觸發(fā)嚴(yán)重事故為對象進(jìn)行了獨(dú)立計(jì)算。計(jì)算結(jié)果與MAAP 4.04程序計(jì)算結(jié)果趨勢一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本對嚴(yán)重事故計(jì)算合理可信;部分非能動(dòng)安全設(shè)施的啟動(dòng)有效地降低了主回路系統(tǒng)壓力,防止高壓熔堆,緩解了堆芯熔化進(jìn)程,從而驗(yàn)證了非能動(dòng)安全設(shè)施的有效性。
[Abstract]:The thermohydraulic model of the main loop system and containment of the high power non-active PWR nuclear power plant is established by using MELCOR2.1 program, and the serious accident caused by the failure of the internal filling tank superimposed by the direct injection pipeline is independently calculated. The calculation results are consistent with the results of MAAP4.04 program, and the analysis shows that the new version of 1: MELCOR 2.1 is reasonable and reliable for the calculation of serious accidents, and the start-up of some inactive safety facilities can effectively reduce the pressure of the main loop system and prevent the high pressure fusion reactor. The process of core melting is alleviated, which verifies the effectiveness of the passive safety device.
【作者單位】： 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心;
【基金】：國家科技重大專項(xiàng)項(xiàng)目資助(2013ZX06002001);國家科技重大專項(xiàng)項(xiàng)目(2015ZX06002001)
【分類號(hào)】：TL364.4;TM623.91

【相似文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 舒睿,許川;秦山核電二期工程嚴(yán)重事故研究[J];核動(dòng)力工程;2003年S1期

2 丁亮;周輝;曹欣榮;林原勝;;嚴(yán)重事故仿真兩相流模型研究[J];能源技術(shù);2006年05期

3 張松;莊文翠;臧希年;;壓水堆核電廠嚴(yán)重事故對策[J];核動(dòng)力工程;2007年06期

4 炊曉東;;壓水堆核電廠嚴(yán)重事故與對策淺析[J];中國高新技術(shù)企業(yè);2013年23期

5 唐鋼,張森如,江光明,傅霄華;壓水堆核電站嚴(yán)重事故緊湊型仿真機(jī)開發(fā)[J];核動(dòng)力工程;2001年01期

6 魏巍;齊克林;萬舒;陳艷芳;郭富德;;MCCI過程模型開發(fā)及驗(yàn)證[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年05期

7 張龍飛;舒禮偉;陸古兵;;小型壓水堆完全喪失電源引發(fā)的嚴(yán)重事故研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年05期

8 羅沙;王少波;覃亮;龐鋒;;核電站嚴(yán)重事故下氫氣濃度測量裝置[J];艦船防化;2013年04期

9 孫造占;初起寶;房永剛;張?jiān)撇?;嚴(yán)重事故下設(shè)備可用性論證要求[J];核安全;2014年01期

10 林繼銘;賈寶山;劉寶亭;;嚴(yán)重事故下噴淋模式的研究[J];中國核科技報(bào)告;2005年02期

相關(guān)會(huì)議論文 前4條

1 劉寶亭;任俊生;王榮忠;林繼銘;;翻版改進(jìn)型核電站嚴(yán)重事故對策的初步研究[A];21世紀(jì)初輻射防護(hù)論壇第三次會(huì)議暨21世紀(jì)初核安全論壇第一次會(huì)議論文集[C];2004年

2 陳耀東;;國產(chǎn)二代加核電站嚴(yán)重事故對策[A];第七屆中國核學(xué)會(huì)“三核”論壇中國放射醫(yī)學(xué)教育五十年暨中國毒理學(xué)會(huì)放射毒理委員會(huì)第八次全國會(huì)議論文集[C];2010年

3 陳艷芳;單福昌;;壓水堆嚴(yán)重事故過程中堆內(nèi)氫氣源項(xiàng)分析[A];中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告——中國核學(xué)會(huì)2009年學(xué)術(shù)年會(huì)論文集（第一卷·第2冊）[C];2009年

4 季松濤;張應(yīng)超;;用ICARE2程序模擬秦山核電廠熔渣床的形成[A];第三屆北京核學(xué)會(huì)核應(yīng)用技術(shù)學(xué)術(shù)交流會(huì)論文集[C];2004年

相關(guān)博士學(xué)位論文 前1條

1 鄧堅(jiān);大型干式安全殼嚴(yán)重事故條件下氫氣控制研究[D];上海交通大學(xué);2008年

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前10條

1 郭峰;嚴(yán)重事故放射性核素遷移仿真研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

2 尹峰;秦山二期擴(kuò)建工程嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)消氫措施的研究[D];上海交通大學(xué);2008年

3 劉明章;秦山核電二期擴(kuò)建工程嚴(yán)重事故對策分析[D];上海交通大學(xué);2008年

4 黃有駿;核電廠嚴(yán)重事故下儀表可用性評價(jià)方法研究[D];南華大學(xué);2014年

5 吳鵬;基于比較和參數(shù)敏感性分析的壓水堆嚴(yán)重事故模型評價(jià)研究[D];上海交通大學(xué);2007年

6 丁亮;核電廠嚴(yán)重事故實(shí)時(shí)仿真兩相流模型研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2006年

7 薛潤澤;嚴(yán)重事故下安全殼噴淋系統(tǒng)仿真研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

8 王玨;嚴(yán)重事故下RELAP5與MELCOR程序的聯(lián)合應(yīng)用研究[D];上海交通大學(xué);2014年

9 鮑晗;嚴(yán)重事故中下封頭熔池傳熱計(jì)算模型研究[D];上海交通大學(xué);2013年

10 金越;嚴(yán)重事故下大功率壓水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究[D];上海交通大學(xué);2014年

，

本文編號(hào)：2008850