期刊文献+

百万千瓦级压水堆核电厂全范围严重事故实时仿真技术研发及应用

原文传递
导出
摘要 自美国三哩岛核电厂事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故之后,核电厂严重事故相关的研究已受到了广泛重视。日本福岛核电厂事故的再次发生又一次警示我们.对发生概率极小、危害极大的核电厂严重事故,必须要有深入地研究、有效的事故缓解措施以及完善的事故应对手段。本文在全范围验证模拟机的基础上运用最佳估算程序RELAPS-3D和MELCOR2.1严重事故分析程序研发了百万千瓦级压水堆核电厂全范围严重事故实时仿真技术,将严重事故仿真系统嵌入到全范围模拟机中,即形成全范围全工况的模拟机,从稳态工况到瞬态工况,从正常工况到事故工况再到严重事故工况,从设计基准事故到超设计基;隹事故等核电厂可能存在的各类严重事故场景,全部在一台全范围模拟机上实现仿真分析和场景模拟,从而有效地分析和验证所有工况的状态以及工况演变过程,能够很好地进行严重事故下的操纵萄干预、严重事故导则等主控室操纵相关验证和培训,对提升安全评审能力具有重要意义。
出处 《中国科技成果》 2018年第14期21-23,共3页 China Science and Technology Achievements
  • 相关文献

参考文献2

二级参考文献7

  • 1季松涛,张应超.用ICARE2程序模拟秦山核电厂熔渣床的形成[J].原子能科学技术,2004,38(z1):16-18. 被引量:1
  • 2SEHGAL B R,THEERTHAN A,GIRI A, et al. Assessments of reactor vessel integrity(ARVI) [J]. Nuclear Engineering and Design, 2003,221: 23-53.
  • 3MARUYAM A Y, MORIYAM A K, NAKA- MUR A H, et al. Modeling for evaluation of debris coolability in lower plenum[J]. Nuclear Science and Technology,2003,40(1):12-21.
  • 4SEHGAL B R. Accomplishments and challenges of the severe accident researeh[J]. Nuclear Engineering and Design, 2001,210: 79-94.
  • 5VIEROW K, LIAO Y, JOHNSON J, et al. Severe accident analysis of a PWR station black- out with the MELCOR, MAAP4 and SCDAP/ RELAP5 code[J]. Nuclear Engineering and De- sign, 2004, 234(1-3): 129-145.
  • 6KNUDSON D L, REMPE J L, CONDIE K G, et al. Late-phase melts conditions affecting the potential for in-vessel retention in high power re- actors [J]. Nuclear Engineering and Design, 2004, 230(1-3): 133-150.
  • 7SEHGAL B R, KARBOJ1AN A, GIRI A, et al. Assessments of reactor vessel integrity (ARVI) [J]. Nuclear Engineering and Design, 2005, 235 (23-53) : 213-232.

共引文献8

相关作者

内容加载中请稍等...

相关机构

内容加载中请稍等...

相关主题

内容加载中请稍等...

浏览历史

内容加载中请稍等...
;
使用帮助 返回顶部