【摘 要】
：
轻水反应堆的严重事故下(如三哩岛事故),堆芯熔融物聚集在压力容器的下腔室,高温的堆芯熔化物将对压力容器的完整性构成很大的威胁,三哩岛事故经验表明,熔融堆芯实现堆内冷却
【机 构】
：
上海交通大学机械与动力工程学院(上海)
【出 处】
：
中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议
论文部分内容阅读
轻水反应堆的严重事故下(如三哩岛事故),堆芯熔融物聚集在压力容器的下腔室,高温的堆芯熔化物将对压力容器的完整性构成很大的威胁,三哩岛事故经验表明,熔融堆芯实现堆内冷却并最终滞留在反应堆堆腔内是可能的.本文以数值计算为基础,运用ANSYS软件,从液固耦合方面研究压力容器的完整性,即研究通过对压力容器外表面实施淹没冷却,导出压力容器内熔融物的热量,并从严重事故的判断角度提炼出严重事故防御和缓解的对策,希望对核安全监督管理工作有所帮助.
其他文献
岭澳核电厂从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料U的富集度.本文采用FRAMOTOME的分析工具对岭澳核电厂混合堆芯提高燃料富集度论证项目(以下简称
脉冲热管是一种完全新式的非能动传热装置,也是一种具有挑战性的、目前没有很好解决的技术.本文报道脉冲热管实验方面的初步成果,希望能够应用于电子冷却技术上,但对于反应堆
1.我国CPI编制中存在的问题目前,我国编制居民消费价格指数所采用的是国际上通用的抽样调查方法,但指数编制还不够科学、严密,突出表现在以下四方面:1.1样本的选择市场上有成
本文以水为工质,在常压下对光管、低肋管和机械加工多孔管的流动沸腾传热特性进行了可视化实验研究.对这几种管流动沸腾流型特征的观察分析表明,聚合汽泡和块状液体的搅混流
本文以芬兰LOVIISA核电厂为对象,并以国际上主要采用的L>7 准则作为氢气燃爆分析的判据,对其安全壳内氢气燃爆问题作探讨,说明氢气燃爆与温度、压力、氢气浓度、空气浓度与水
田湾核电站采用了俄罗斯设计的VVER-1000型压水堆,为了提高核电站在超设计基准事故下的安全性,设计并建造了世界上第一个压水堆的堆芯捕集器.其作用是在发生超设计基准事故后
核电厂严重事故进程及安全壳响应分析以一级概率安全评价(PSA)的结果为基础,本文利用事故频率分析及电厂损伤状态(PDS)分析的结果,结合电厂的与严重事故响应有关的设计特征,
本文主要针对典型的百万千瓦级压水堆核电站,论证其稳压器设计能否满足美国电力研究所制定的先进轻水堆业主要求文件(URD)的要求.该论证是采用RELAP5/MOD3系统热工水力分析程