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压水堆核电站锆水反应微观机理 被引量:8
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作者 吕雪峰 陆道纲 刘滨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期299-303,共5页
压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/3-21G理论模型上研究了压水堆严重事故... 压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/3-21G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理,并计算了反应速率常数。计算结果表明,锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小,是锆水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。文中的计算结果偏于保守,以该方法建立起的动力学模型模拟压水堆核电站严重事故下的氢气行为是安全的。 展开更多
关键词 严重事故 锆水反应 反应机理
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一体化严重事故分析程序的验证与分析
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作者 何康年 祁祥杰 +5 位作者 丁铭 王楠 陈炼 吴世浩 张亚培 苏光辉 《应用科技》 CAS 2024年第1期59-64,111,共7页
针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSA... 针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSAP程序对实验进行建模,并将MOSAP程序的计算结果与实验结果以及国际通用程序的计算结果进行了对比。结果表明,对于包壳轴向温度、包壳氧化层厚度和氢气产量,MOSAP程序计算结果与实验值和国际通用程序计算结果符合良好。在计算包壳轴向温度和氧化层厚度方面,MOSAP程序计算结果优于国际通用程序计算结果。文中结论对MOSAP程序堆内模块验证和整个模块的验证具有一定的参考意义。 展开更多
关键词 严重事故 严重事故分析程序 一体化严重事故分析程序 QUENCH-06 再淹没 锆水反应 氧化速率常数 包壳氧化
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结合日核电站爆炸谈水裂变生成氢气
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作者 栗河川 刘君华 +1 位作者 栗广林 常荣仙 《中国新技术新产品》 2012年第14期26-27,共2页
日本核电站爆炸,为氢气爆炸无可争议,但氢气的来源至今说法不一,有人说是锆水反应生成的氢气这只是推测,而且核燃料包壳是锆锡合金,锆锡合金与水不能反应生成氢气。我们认为是水裂变生成的氢气,用水裂变这一新学说新理论去解释氢气的生... 日本核电站爆炸,为氢气爆炸无可争议,但氢气的来源至今说法不一,有人说是锆水反应生成的氢气这只是推测,而且核燃料包壳是锆锡合金,锆锡合金与水不能反应生成氢气。我们认为是水裂变生成的氢气,用水裂变这一新学说新理论去解释氢气的生成较为合理。美科学家在研究煤清洁燃烧的过程中也感性地认识到水裂变能生成氢气。本文重点论述氢气的来源及水裂变生成氢气的机理。 展开更多
关键词 核电站爆炸 锆水反应 裂变 裂变温度 离心力
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CP600压水堆核电厂严重事故现象与纵深防御
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作者 朱元武 《科技信息》 2014年第15期62-63,共2页
压水堆核电厂严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成核反应堆堆芯明显恶化的事故工况,可能由安全系统多重故障引起,并导致堆芯明显恶化,危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。压水堆核电厂严重事故的一般现象及其... 压水堆核电厂严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成核反应堆堆芯明显恶化的事故工况,可能由安全系统多重故障引起,并导致堆芯明显恶化,危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。压水堆核电厂严重事故的一般现象及其演变过程如下:1)堆芯裸露(1)堆芯裸露;(2)裸露区热量导出效率降低。2)氢气产生(1)包壳温度达到982~1204℃时,明显产生氢气,锆水反应产生热量,随着温度上升,反应速率增加;(2)包壳温度达到1427℃时,锆水反应成为自动催化反应,化学热超过衰变热成为堆芯加热主要部分。3)堆芯融化及压力容器内的重新定位(1)堆芯材料的重新定位: 展开更多
关键词 堆核电厂 CP600 堆芯 锆水反应 自动催化反应 纵深防御 设计基准事故 事故工况 安全壳
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福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析 被引量:9
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作者 陈耀东 周拥辉 +1 位作者 石俊英 柴国旱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期283-289,共7页
本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的... 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明:地震发生后约36h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属-水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。 展开更多
关键词 福岛 锆水反应 堆芯失效 氢爆
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福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析 被引量:1
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作者 陈耀东 崔蕾 廖敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期427-432,共6页
本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假... 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800kg。事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却。 展开更多
关键词 福岛事故 冷却剂系统泄漏 TORUS隔室 锆水反应
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应用MELCOR对FPT1棒束失效过程的模拟分析
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作者 陈耀东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第3期253-259,共7页
应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析。通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析。分析结果表... 应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析。通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析。分析结果表明:计算得到的棒束失效过程中发生重要事件与试验值较吻合;表征严重事故过程的重要现象——锆水反应所产生的氢气趋势,计算值与试验值比较一致;棒束栅元单一控制体划分,会使得计算得到的燃料峰值温度等表征严重事故来临时间晚于试验值;用CORSOR-M模型预测得到的大部分裂变产物核素释放总量要低于试验测量值,并且该模型较高的估计了氧化热对Xe、CsI、、Te等易挥发核素释放的影响。 展开更多
关键词 FPT1 MELCOR 锆水反应 放射性裂变产物
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耐事故包壳中子经济性分析
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作者 娄磊 李满仓 +5 位作者 柴晓明 于颖锐 姚栋 王连杰 秦雪 刘勇 《中国核电》 2021年第2期273-276,共4页
福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳。耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的“锆水”反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故... 福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳。耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的“锆水”反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故。本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下组件循环长度,以及固定包壳厚度时,达到要求的循环长度所需的燃料富集度。通过研究发现,包壳经济性由高到底排序为:SiC>SiC涂层>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS。研究结果对耐事故包壳用于压水堆核设计具有借鉴和指导意义。 展开更多
关键词 耐事故包壳 反应 中子经济性 包壳厚度 燃料富集度
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AP1000防止氢气爆炸的优越性
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作者 郑金辉 董长根 《科技与生活》 2012年第18期210-210,197,共2页
日本福岛核电事故直接表明氢气爆炸对核电站的危害,一旦发生氢气爆炸,一定会对电站压力边界的完整性造成毁灭性打击,从而导致放射性物资的大面积泄漏,造成核电事故危害升级。因此如何去除核电运行中的氢气以及在极限事故的情况下保... 日本福岛核电事故直接表明氢气爆炸对核电站的危害,一旦发生氢气爆炸,一定会对电站压力边界的完整性造成毁灭性打击,从而导致放射性物资的大面积泄漏,造成核电事故危害升级。因此如何去除核电运行中的氢气以及在极限事故的情况下保证氢气的安全消除是核电安全的一个重要课题。AP1000很好地考虑了这一点。 展开更多
关键词 氢气爆炸 压力边界 锆水反应
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