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核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析

高泉源

高泉源. 核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析[J]. 核动力工程, 2007, 28(3): 103-106.
引用本文: 高泉源. 核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析[J]. 核动力工程, 2007, 28(3): 103-106.
GAO Quan-yuan. Calculations and Analysis of Molten Core-Concrete Interaction and Its Mitigation Measures under Severe Accidents[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(3): 103-106.
Citation: GAO Quan-yuan. Calculations and Analysis of Molten Core-Concrete Interaction and Its Mitigation Measures under Severe Accidents[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(3): 103-106.

核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析

详细信息
    作者简介:

    高泉源(1968-),男,高级工程师。2006年毕业于上海交通大学核能与核技术工程专业,获硕士学位。2004.9-2005.3曾赴法国原子能委员会下属研究中心开展核电厂严重事故研究,现主要从事核反应堆安全技术研究及核安全审评工作

  • 中图分类号: TL364+.4

Calculations and Analysis of Molten Core-Concrete Interaction and Its Mitigation Measures under Severe Accidents

  • 摘要: 概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果。计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08~13.4d范围内,H2的产生量在12760~13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2006-06-20
  • 修回日期:  2006-12-26
  • 网络出版日期:  2025-07-21

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