MELCOR相关论文
To mitigate consequences of core melting,an ex-vessel core catcher is investigated in this study.Instructions should be ......
建立了停堆后稳压器高点放气放射性后果计算模型,并将MELCOR程序计算的包壳破损状态下稳压器内源项耦合到该模型中进行堆舱放射性......
To mitigate consequences of core melting,an ex-vessel core catcher is investigated in this study.Instructions should be ......
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......
After the Fukushima disaster, interest in the evaluation of severe accidents in nuclear power plants and off-site conseq......
严重事故研究包括现有核电站和下一代核电站在严重事故时的表现评价、安全性能改进与事故管理研究.自TMI事故发生后国际核能界在核......
应用MELCOR1.8.6程序对PPOOLEX试验装置进行了模拟分析,得到的结果和趋势与GOTHIC程序分析结果进行了比较分析.分析结果表明:MELCO......
After the Fukushima disaster, interest in the evaluation of severe accidents in nuclear power plants and off-site conseq......
介绍包括RELAP5/SCDAP、MCNP-4B、MELCOR和VICT0砌A等仿真程序的程序仿真技术在世界核动力和原子核物理科学领域的广泛应用.......
MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实......
采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表......
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,......
采用高斯分段烟羽模型估算了某小型动力堆在码头内发生破口尺寸为29.4％当量直径的设计基准事故时，放射性核素在码头20 km 区域范围内......
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......
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......
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......
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......
本文采用MELCOR程序,以某船用压水堆为研究对象,分析了冷却剂主管道冷管段中破口失水事故,将所得结果与该船用堆的安全分析报告进......
轻水堆核电厂严重事故发生时,公众及核电厂工作人员最为关心的就是放射性物质的泄漏,如何准确地评估放射性物质的释放水平,对指导......
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......
本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行......
采用MELCOR程序模拟非能动先进压水堆DVI管小破口始发严重事故下裂变产物释放行为。结果表明：当堆芯开始熔化后,CsI从堆芯中释放到......
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MA......
PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放,分别采用PAREO和MELOCR程序分析了......
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......
The accidents at the Fukushima Daiichi nuclear power station stunned the world as the sequences played out over severals......
This paper reviews the early development of design requirements for seismic events in USA early developing nuclear elect......
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......
用估计严重事故原理的整体型第二代轻水堆电站风险评价工具MELCOR程序,以在建的岭澳核电站为对象,分析了压水堆部分堆芯参数的不确......
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......
应用MELCOR1．8．5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......
采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重......
针对严重事故的模拟研究，本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法，以典型三环路传统压水堆为对象，分别采用 REL......
针对全船断电叠加安全阀失效事故,以严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的分析模型,分析了稳压器安全阀在断电事......
利用MELCOR程序建立了船用堆计算模型，通过模拟船用堆全船断电事故进程，分析了全船断电事故的热工水力及堆芯失效过程。建立了稳压器......
采用高斯分段烟羽模型估算了滨海地区某船用堆发生断电事故后放射性核素在港区10km范围内的大气扩散规律,计算中源项数据由MELCOR......
以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电......
本文分别研究了RELAP5与MELCOR程序的热工水力和堆芯模型，并对二者的联合应用进行了可行性分析。研究表明，可采用RELAP5的大编辑功能......
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......
核电厂严重事故工况下,裂变产物由堆芯释放至安全壳,若安全壳失效,则大量的放射性裂变产物释放至环境中。对严重事故工况下安全壳......
事故容错燃料（Accident Tolerant Fuel,ATF）是一种新的燃料概念,与目前的UO2-Zr燃料相比,ATF材料能够在较长时间内抵御事故后果,还能......
针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;......
研究表明,在核电厂严重事故情况下所产生的氢气爆炸效应是早期安全壳失效的主要贡献之一。在过去的二十年中,针对氢气的源项、安全......
核电厂严重事故研究是近二十年来核安全研究领域的重点课题，但是由于严重事故属于超设计基准事故，它的发生将会带来很大危险性，所以这......
传统压水堆核电厂大型干式安全壳的功能是包容核反应堆产生的所有放射性产物,使其密闭在安全壳内。安全壳作为核电厂反应堆与周围......
严重事故研究是近年来核安全研究领域的重点课题,但是由于它的发生会带来很大危险性,所以这给严重事故的实验研究带来了很大的局限......
