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熔融物堆内滞留(In-vessel Retention,IVR)指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿......
基于大型熔融池换热特性试验台架COPRA,分别采用水和非共晶摩尔比例20%NaNO_3-80%KNO_3混合物作为熔融物模拟物,进行熔融池换热特......
基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结......
基于COMSOL Multiphysics软件的非等温流动模块建立了一种适用于熔融池的仿真计算模型。采用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔......
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单组件盒内的沸腾池是快堆燃料组件瞬时堵流事故发展的一个重要阶段,这个阶段之后将会导致熔融物向组件盒外的传播.为了了解沸腾池......
快堆在超设计基准事故下运行时，会导致钠沸腾和干涸，如果不能及时停堆，接着就会产生燃料元件的熔化坍塌，在组件盒下部形成熔融池。为了......
