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

1

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

2

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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临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究 被引量：6

3

作者 朱建伟 毛剑峰 +2 位作者 李曰兵 包士毅 高增梁 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期45-52,共8页

熔融物堆内滞留(In-vessel retention,IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功,既要满足热失效准则,保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critica... 熔融物堆内滞留(In-vessel retention,IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功,既要满足热失效准则,保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critical heat flux,CHF),也要确保RPV的压力边界完整性,避免发生结构失效。为此,需要对CHF下RPV的结构完整性进行分析。对CHF下某堆型的RPV进行热分析,得到了RPV器壁局部熔化后的有效几何模型和沿壁厚的温度分布。进而,考虑热载荷和压力载荷作用,对该RPV模型进行极限载荷分析和IVR 72 h蠕变分析,确定RPV的极限承载能力。结果表明,IVR初始时刻4.9 MPa内压作用下该RPV最薄器壁径向截面全面屈服,达到对应的极限条件;72 h后3.6 MPa内压下的最大局部蠕变应变为4.1%,而3.7 MPa下则高达42.5%。因此,可将3.6 MPa视为该堆型RPV在CHF工况下72 h内的极限载荷。 展开更多

关键词 临界热通量 堆内滞留 蠕变 反应堆压力容器 极限承载能力

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不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

4

作者 杨生兴 宫厚军 +5 位作者 方昱 黎阳 胡钰文 昝元锋 杨祖毛 卓文彬 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第4期247-252,共6页

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措... 液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措施(顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水)下的干涸特性进行了研究,实验中发现:顶部淹没水池条件下,碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区,随后在碎片床中下部出现缺液干涸区;自然循环驱动底部注水条件下,极大改善了碎片床底部的缺液状态,干涸热流密度(DHF)提升2.5倍以上,干涸区域位于碎片床中上部;周向进水方式下,DHF也提升2.5倍以上。 展开更多

关键词 严重事故 堆内滞留 碎片床 干涸热流密度(DHF)

原文传递

大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究 被引量：4

5

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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严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析 被引量：2

6

作者 张越 贠相羽 +2 位作者 张会勇 单建强 孙吉良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第10期1825-1833,共9页

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台... 核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明:使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热

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堆芯熔融下反应堆压力容器结构失效模式探讨 被引量：2

7

作者 朱建伟 毛剑峰 +2 位作者 李曰兵 包士毅 高增梁 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第4期335-340,共6页

利用有限元方法分析了堆芯熔融严重事故下反应堆压力容器(RPV)器壁的应力分布,探讨了RPV结构的失效模式,提出了RPV结构分层失效模型,可将RPV沿壁厚由内到外分为5个层面,即熔化区、高温蠕变主导区、压缩塑性主导区、弹性区和拉伸塑性区.... 利用有限元方法分析了堆芯熔融严重事故下反应堆压力容器(RPV)器壁的应力分布,探讨了RPV结构的失效模式,提出了RPV结构分层失效模型,可将RPV沿壁厚由内到外分为5个层面,即熔化区、高温蠕变主导区、压缩塑性主导区、弹性区和拉伸塑性区.分析了RPV塑性失效和高温蠕变失效的影响因素,并给出了塑性失效和高温蠕变失效的载荷条件.结果表明:内压是塑性失效的主要影响因素,随着内压增大,RPV壁内弹性层会逐渐减小,弹性层消失时对应的内压即为塑性失效的载荷条件;在蠕变条件下,当内压达到一定值后,截面塑性区、蠕变应变和塑性应变迅速增大,RPV达到极限状态,此时的内压即为高温蠕变失效的载荷条件. 展开更多

关键词 反应堆压力容器 堆内滞留 塑性失效 高温蠕变失效 失效模式

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压水堆高温陶瓷型堆内捕集器设计与初步分析 被引量：1

8

作者 徐红 王军荣 +1 位作者 周志伟 马莉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第11期1334-1339,共6页

为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明:熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低... 为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明:熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低,压力容器内壁不会出现熔化现象,保证了其完整性;向上的热流增加使上腔室温度升高,但未超过其结构材料熔点,不会造成上腔室熔化。研究结果显示了采用耐高温陶瓷堆内捕集器设计的潜在可行性。 展开更多

关键词 严重事故 堆内滞留 堆内捕集器 高温陶瓷材料

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AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析 被引量：9

9

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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熔融物堆内滞留条件下压力容器变形 被引量：8

10

作者 温爽 李铁萍 +1 位作者 李聪新 高新力 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第10期76-81,共6页

熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Re... 熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。 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 外部冷却通道 CRITICAL HEAT FLUX (CHF)

原文传递

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

11

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

12

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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大功率先进压水堆IVR有效性评价分析 被引量：6

13

作者 金越 鲍晗 +1 位作者 刘晓晶 程旭 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期135-141,共7页

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是核电厂重要的严重事故预防和缓解措施。目前IVR有效性的评价方法主要基于集总参数模型对下封头熔池的换热分析。通过计算大功率压水堆在典型严重事故序列中的堆芯熔化过程并参考相关法规,确... 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是核电厂重要的严重事故预防和缓解措施。目前IVR有效性的评价方法主要基于集总参数模型对下封头熔池的换热分析。通过计算大功率压水堆在典型严重事故序列中的堆芯熔化过程并参考相关法规,确定IVR-ERVC评价所需的输入参数概率密度函数,然后使用集总参数程序抽样计算以评价大功率堆IVR-ERVC有效性。结果表明:根据目前参数设计,大功率先进压水堆的IVR-ERVC有效性超过98%;最后分析各种不确定参数对IVR-ERVC有效性的影响程度并对堆内构件的设计提出建议。 展开更多

关键词 严重事故 熔融物堆内滞留 大功率压水堆 堆芯熔化

原文传递

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

14

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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大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究 被引量：5

15

作者 鲍晗 金越 +1 位作者 刘晓晶 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期234-240,共7页

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺... 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 大功率先进压水堆 集总参数模型 自然对流换热

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三层熔池结构IVR分析程序开发及验证 被引量：4

16

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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基于MAAP5的熔融池瞬态换热特性探讨

17

作者 张明 《科技视界》 2023年第5期84-87,共4页

文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔... 文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔化的金属质量,但不考虑下腔室几何形状的变化,因此计算的金属层厚度偏厚。在金属层壁面热流密度计算中,下支承板失效带来的金属质量快速增加反而导致了壁面热流密度增加,这与稳态分析有明显不同。主要原因是金属层瞬态计算中,金属层温度及温差变化对热流密度峰值影响更大,而金属层厚度对瞬态过程热流密度影响非常小,主要影响最终稳定状态下的热流密度。 展开更多

关键词 严重事故 熔融物堆内滞留 瞬态换热 金属层

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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

18

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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CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究 被引量：4

19

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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表面向下倾斜曲面沸腾两相流动数值模拟研究

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作者 李孝佳 明平剑 +1 位作者 于国鹏 王来顺 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1848-1853,共6页

本文以反应堆压力容器外部冷却为研究背景,以一定曲率的倾斜向下加热壁面在弧形流道中的流动沸腾过程作为研究对象,采用数值模拟方法,研究了质量流速、入口温度与热流密度等因素对倾斜曲面汽泡脱离模式、生长时间与脱离频率的影响。本... 本文以反应堆压力容器外部冷却为研究背景,以一定曲率的倾斜向下加热壁面在弧形流道中的流动沸腾过程作为研究对象,采用数值模拟方法,研究了质量流速、入口温度与热流密度等因素对倾斜曲面汽泡脱离模式、生长时间与脱离频率的影响。本研究所预测的结果可为反应堆安全系统提供参考。 展开更多

关键词 严重事故 熔融物堆内滞留(IVR) 压力容器外部冷却

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