锆水反应相关论文
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......
当压水堆发生失水事故(LOCA)时,锆包壳与高温水蒸汽反应产生的氢气在安全壳中的聚集可能将引起爆炸。核能法规验收标堆规定参与锆......
在失水事故工况下,元件包壳在内压作用下发生肿胀、变形、爆破和流道阻塞。Zr-4包壳与水蒸汽发生强烈锆水反应,加速包壳氧化,同时......
采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热工水力......
针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模......
摘要 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......
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......
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......
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......
ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
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......
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......
