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AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析 被引量:9
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作者 向清安 关仲华 +1 位作者 邓纯锐 陈宝文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期83-87,共5页
严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。 展开更多
关键词 严重事故 熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层
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先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究 被引量:7
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作者 徐红 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期37-42,共6页
压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留(IVR)策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部... 压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留(IVR)策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却(ERVC)的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明:衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施(如上堆腔注水)尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。 展开更多
关键词 严重事故 堆内滞留 敏感性分析 不确定分析 拉丁超立方抽样
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熔融锆铁金属层顶部注水试验设计及结果
3
作者 房芳芳 韩昆 +1 位作者 李宗洋 王增辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1327-1334,共8页
通过向压力容器内注水的措施带走部分衰变热被认为是更高功率堆设计中缓解金属层“热聚焦”效应的潜在措施之一。但往金属层顶部注水可能存在复杂的物理现象,有必要开展试验研究,以验证该措施的可行性和有效性。本文以锆铁原型金属材料... 通过向压力容器内注水的措施带走部分衰变热被认为是更高功率堆设计中缓解金属层“热聚焦”效应的潜在措施之一。但往金属层顶部注水可能存在复杂的物理现象,有必要开展试验研究,以验证该措施的可行性和有效性。本文以锆铁原型金属材料为工质,对金属层注水试验装置进行设计,并开展典型试验研究,对试验后的结果进行分析。研究结果表明:在本试验条件范围内,向金属层顶部注水未导致蒸汽爆炸、大量熔融物飞溅及氢气爆炸等现象,注水后金属层表面移出的热流密度高于实际电站下封头形成稳定熔池后向上的辐射换热热流密度。本文结果证明了通过向熔池顶部注水,有助于缓解金属层的“热聚焦”效应,可为严重事故下管理策略的制定提供有益指导。 展开更多
关键词 堆内注水 金属层顶部注水 堆内滞留 严重事故缓解
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严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析 被引量:6
4
作者 曹克美 许以全 +1 位作者 史国宝 蔡剑平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期1-4,共4页
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计... 核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。 展开更多
关键词 严重事故 压力容器外水冷 堆芯熔融物 压力容器内滞留 恰希玛核电厂
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池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究
5
作者 薛方元 张东辉 +1 位作者 刘一哲 张熙司 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期689-697,共9页
为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC... 为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明:熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。 展开更多
关键词 钠冷快堆 熔融物堆内滞留 自然循环
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华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究 被引量:6
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作者 朱大欢 邓纯锐 +12 位作者 吴清 向清安 刘昌文 冷贵君 张明 侯丼强 张晓华 陈彬 关仲华 武铃珺 邹志强 王小吉 张震 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期32-36,共5页
华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试... 华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 严重亊故 临界热流密度 华龙一号(HPR1000)反应堆
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相变温度下(800℃)核电设备用A508-Ⅲ钢的蠕变损伤及本构方程研究 被引量:5
7
作者 谢志刚 杨建国 +1 位作者 贺艳明 高增梁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期33-39,共7页
在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分... 在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分数近似成线性增长;由此可以推断蠕变空洞萌生、扩展及第二相粒子的粗化是造成蠕变损伤的主要原因。本研究从细观力学思路出发,结合A508-Ⅲ钢蠕变过程中微观损伤机理,通过定义无损相、空洞相和第二相粒子相组成三相复合体作为代表性体积单元,提出考虑微结构损伤及演化的K-R蠕变本构方程。通过归一化处理,最终获得反映空洞及第二相粒子演化的蠕变本构方程和损伤演化方程的形式,建立微观结构损伤与本构方程之间的内在联系。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 堆芯熔融物滞留 K-R蠕变损伤理论 微观损伤机理 本构方程
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真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究 被引量:5
8
作者 陆维 胡腾 +2 位作者 赵宇峰 杨胜 常华健 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1782-1786,共5页
通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试... 通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 Gr3.Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。 展开更多
关键词 临界热流密度 SA508 Gr3. Cl.1钢 严重事故 熔融物堆内滞留
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ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析 被引量:5
9
作者 关仲华 向清安 +1 位作者 陈彬 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期56-60,共5页
基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。 展开更多
关键词 堆芯熔融物 压力容器内滞留 风险导向事故分析方法
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CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究 被引量:4
10
作者 胡腾 常华健 +6 位作者 薛艳芳 赵宇峰 杨胜 陆维 张明 张祥 张鹏 《中国核电》 2018年第4期466-470,共5页
通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验... 通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提高反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却 临界热流密度
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基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析
11
作者 左嘉旭 宋维 +2 位作者 安婕铷 庄少欣 石兴伟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期100-105,共6页
反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且... 反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明:在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。 展开更多
关键词 严重事故 ASTEC 反应堆压力容器内熔融物滞留 临界热流密度
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三层熔池结构IVR分析程序开发及验证 被引量:4
12
作者 曹臻 王佳赟 +2 位作者 郭宁 黄兴冠 芦苇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期912-919,共8页
目前对熔融物堆内滞留(IVR)进行分析时,主要采用两层熔池模型进行点估算分析。然而随着研究的深入,已有IVR分析程序不能准确模拟三层熔池模型。为此,本文采用三层熔池模型开发了模块化IVR分析程序SPIRE,并对计算结果进行了验证。结果表... 目前对熔融物堆内滞留(IVR)进行分析时,主要采用两层熔池模型进行点估算分析。然而随着研究的深入,已有IVR分析程序不能准确模拟三层熔池模型。为此,本文采用三层熔池模型开发了模块化IVR分析程序SPIRE,并对计算结果进行了验证。结果表明,SPIRE程序的计算结果与文献结果吻合较好,适用于IVR分析。利用SPIRE程序进行分析可知,与两层熔池相比,三层熔池结构下压力容器底部和轻金属层热流密度均会有明显增强。敏感性分析结果表明,铀氧化份额和不锈钢总质量会显著影响热流密度分布及最大临界热流密度比。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 三层熔池结构 程序开发
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IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响 被引量:4
13
作者 杨晓 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期254-259,共6页
严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的... 严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 堆芯熔化 熔池分层结构 压力容器失效
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大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究 被引量:4
14
作者 徐红 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期969-974,共6页
参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小... 参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小于7%,但压力容器壁厚最大熔化量超过15cm的可能性很大,如果没有其他缓解措施,建议将大型先进压水堆压力容器厚度增加至20cm以上。热流分配是影响熔池行为的主要因素,建议采取措施调整熔融池热流分配,以缓解氧化物层和金属层交界面处的传热危机。 展开更多
关键词 大型先进压水堆 严重事故 堆内滞留 不确定分析
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IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟 被引量:2
15
作者 朱光昱 靖剑平 +3 位作者 石兴伟 左嘉旭 刘宇生 温爽 《科学技术与工程》 北大核心 2022年第30期13315-13320,共6页
堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发... 堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。 展开更多
关键词 堆内熔融物滞留技术 反应堆压力容器 热膨胀
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针对IVR-ERVC策略的朝下曲面化学水沸腾CHF特性试验 被引量:3
16
作者 杨胜 胡腾 +1 位作者 陆维 常华健 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期23-27,共5页
基于大型临界热流密度(CHF)试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸(H3BO5)与磷酸三钠(Na3PO4)的化学水溶液为冷却介质,试验研究真实压力容器表面材料朝下曲面化学水沸腾的CHF特性。试验结果表明:对于SA5... 基于大型临界热流密度(CHF)试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸(H3BO5)与磷酸三钠(Na3PO4)的化学水溶液为冷却介质,试验研究真实压力容器表面材料朝下曲面化学水沸腾的CHF特性。试验结果表明:对于SA508III钢材料压力容器,在不同属性的化学水环境中CHF呈现不同变化规律。硼酸溶液CHF值较去离子水低,且随浓度(1000-3000 mg/L)增加而降低;低浓度(500、1000 mg/L)磷酸三钠溶液CHF值获得强化,而高浓度下(3500 mg/L)CHF弱化;硼酸与磷酸三钠混合溶液的CHF随磷酸三钠浓度增加先增大后减小。 展开更多
关键词 压力容器内滞留 硼酸 磷酸三钠 朝下曲面 临界热流密度
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反应堆压力容器下封头热蠕变模型的开发及在OLHF实验分析中的应用 被引量:2
17
作者 杨皓 张斌 +2 位作者 高鹏程 唐绍伟 单建强 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第8期79-88,共10页
在发生反应堆严重事故时,熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)是一种非常有效和重要的严重事故缓解措施。反应堆压力容器下封头对于IVR策略的成功实施具有重要的作用。在IVR发生过程中,下封头处于高温环境中,其主要失效形式为蠕变... 在发生反应堆严重事故时,熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)是一种非常有效和重要的严重事故缓解措施。反应堆压力容器下封头对于IVR策略的成功实施具有重要的作用。在IVR发生过程中,下封头处于高温环境中,其主要失效形式为蠕变失效。下封头一旦发生失效则有可能导致放射性物质释放到环境中。因此,为了确保IVR策略的成功实施,防止放射性物质泄漏,有必要开发一种有效的反应堆压力容器下封头的热蠕变模型从而对下封头进行深入分析。本文应用薄壳理论并结合诺顿-贝利蠕变方程开发了LHTCM(Lower Head Thermal Creep Module)模型,并使用四种失效准则分别对下封头的完整性进行评估。最终将LHTCM模型集成到一体化严重事故分析程序ISAA中对OLHF(OECD Lower Head Failure)实验进行了验证计算。通过对LHTCM模型中四种失效准则的分析,最终采用Larson-Miller准则的LHTCM模型预测的下封头失效时间与实验数据的相对误差仅在2.0%以内,并且其预测的下封头最底部伸长量与Kachanov准则等其他三种判据相比更加符合实验结果。结果表明:本文开发的LHTCM模型能够准确地预测下封头的蠕变行为,所计算的下封头失效时间、位置以及底部伸长量等与实验结果符合很好。 展开更多
关键词 IVR策略 下封头 蠕变失效 OLHF实验
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堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算 被引量:3
18
作者 杨培勇 王绪伟 +1 位作者 张金龙 汲水 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1175-1181,共7页
在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料... 在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料筛选、传热计算和评价稀释方案可行性的重要前提。本文比较了Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选氧化物牺牲性材料(OSM)的基本物性,并计算了熔融三元UO2-ZrO2-OSM混合物的密度、比热容、热导率和黏度。研究发现,为保证熔融结构发生翻转,需布置的Fe3O4材料的质量较大,而TiO2和Al2O3材料的质量较小。混合物的比热容和热导率随着OSM添加量的增加而增大,而黏度随OSM添加量的增加而减小。混合物熔点Tc越小,在相同温度下混合物的黏性也越小。 展开更多
关键词 轻水反应堆 严重事故 容器内滞留 牺牲性材料 热物性
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The General Design and Technology Innovations of CAP1400 被引量:3
19
作者 郑明光 严锦泉 +3 位作者 申屠军 田林 王煦嘉 邱忠明 《Engineering》 SCIE EI 2016年第1期103-111,共9页
A historical review of in-vessel melt retention (IVR) is given, which is a severe accident mitigation mea- sure extensively applied in Generation III pressurized water reactors (PWRs). The idea of IVR actually ori... A historical review of in-vessel melt retention (IVR) is given, which is a severe accident mitigation mea- sure extensively applied in Generation III pressurized water reactors (PWRs). The idea of IVR actually originated from the back-fitting of the Generation 11 reactor Loviisa WER-440 in order to cope with the core-melt risk. It was then employed in the new deigns such as Westinghouse APIO00, the Korean APR1400 as well as Chinese advanced PWR designs HPRIO00 and CAP1400. The most influential phe- nomena on the IVR strategy are in-vessel core melt evolution, the heat fluxes imposed on the vessel by the molten core, and the external cooling of the reactor pressure vessel (RPV). For in-vessel melt evolution, past focus has only been placed on the melt pool convection in the lower plenum of the RPV; however, through our review and analysis, we believe that other in-vessel phenomena, including core degradation and relocation, debris formation, and coolability and melt pool formation, may all contrib- ute to the final state of the melt pool and its thermal loads on the lower head. By looking into previous research on relevant topics, we aim to identify the missing pieces in the picture. Based on the state of the art, we conclude by proposing future research needs. 展开更多
关键词 Pressurized water reactor Severe accident In-vessel melt retention Debris formationDebris remeltingMelt pool formationMelt pool thermal-hydraulicsCritical heat flux
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基于OpenFOAM的熔融池自然对流传热与凝固数值研究 被引量:3
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作者 王溪 孟召灿 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1393-1398,共6页
熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆... 熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆芯熔融物由内热源或温差驱动的自然对流传热与相变求解器。应用该求解器模拟了瑞典皇家理工学院开展的二维氧化池与金属层耦合传热试验,获得了氧化池和金属层硬壳的相场,以及熔融池内的温度分布及沿容器壁面的热流密度分布。计算结果表明,该模型可用于熔融物凝固与自然对流的模拟,为深入分析核电厂采用熔融物堆内滞留措施后熔融池的行为奠定了基础。 展开更多
关键词 严重事故 CFD 熔融物堆内滞留 凝固 自然对流
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