本文關(guān)鍵詞：嚴(yán)重事故下大功率先進(jìn)壓水堆IVR-ERVC有效性分析　出處：《核科學(xué)與工程》2016年01期 　論文類型：期刊論文

  更多相關(guān)文章： 嚴(yán)重事故 瞬態(tài)分析 堆芯熔毀 熔池形成 IVR-ERVC

【摘要】：通過壓力容器外部冷卻(ERVC)以實(shí)現(xiàn)堆內(nèi)熔融物滯留(IVR)作為反應(yīng)堆嚴(yán)重事故緩解管理的一項(xiàng)重要舉措一直以來廣泛受到關(guān)注和研究。本文使用嚴(yán)重事故分析程序MELCOR,從瞬態(tài)角度對(duì)大型先進(jìn)壓水堆進(jìn)行了IVR-ERVC相關(guān)研究。過程中重點(diǎn)關(guān)注了堆芯熔毀和重新定位,熔池形成、生長及其傳熱過程,并且對(duì)壓力容器外部流動(dòng)傳熱進(jìn)行了分析。MELCOR計(jì)算所得下封頭熱流密度分布的瞬態(tài)結(jié)果與臨界熱流密度(CHF)比較和分析表明,1700 MWe大功率壓水堆發(fā)生嚴(yán)重事故后在IVRERVC條件下能夠保證壓力容器的完整性,即,IVR-ERVC能夠有效帶出下封頭熔融物的衰變熱量,緩解嚴(yán)重事故后果。
[Abstract]:Retention of molten matter in reactor by external cooling of pressure vessel ERVC). As an important measure of reactor accident mitigation management, it has been widely concerned and studied. In this paper, MELCOR is used to analyze the serious accident. From the transient point of view, the IVR-ERVC research on the large-scale advanced PWR is carried out. In the process, the core melting and repositioning, the formation of the molten pool, the growth and the heat transfer process are focused on. The transient results of the heat flux distribution of the lower head calculated by MELCOR are compared with that of the critical heat flux (CHF). The integrity of pressure vessel can be guaranteed under the condition of IVRERVC after the serious accident of 1700 MWe high power PWR. IVR-ERVC can effectively bring out the decay heat of the lower head melt, and alleviate the serious accident consequences.
【作者單位】： 上海交通大學(xué);國核科學(xué)技術(shù)研究院;
【分類號(hào)】：TL364.4
【正文快照】： ivr-ervc 進(jìn)核能反麟歐imM分前}0SM的嚴(yán)重事故緩解,例如美國設(shè)計(jì)的AP600,AP1000型壓水堆[1’2’6],韓國設(shè)計(jì)的APR1400型壓水堆[7]等。IVR-ERVC亦將成為中國未來先進(jìn)核能反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)的選擇之一。目前,中國自主設(shè)計(jì)的CAP1400型反應(yīng)堆已采用該技術(shù),而正在設(shè)計(jì)中的更大型壓水

【相似文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 舒睿,許川;秦山核電二期工程嚴(yán)重事故研究[J];核動(dòng)力工程;2003年S1期

2 丁亮;周輝;曹欣榮;林原勝;;嚴(yán)重事故仿真兩相流模型研究[J];能源技術(shù);2006年05期

3 張松;莊文翠;臧希年;;壓水堆核電廠嚴(yán)重事故對(duì)策[J];核動(dòng)力工程;2007年06期

4 炊曉東;;壓水堆核電廠嚴(yán)重事故與對(duì)策淺析[J];中國高新技術(shù)企業(yè);2013年23期

5 唐鋼,張森如,江光明,傅霄華;壓水堆核電站嚴(yán)重事故緊湊型仿真機(jī)開發(fā)[J];核動(dòng)力工程;2001年01期

6 魏巍;齊克林;萬舒;陳艷芳;郭富德;;MCCI過程模型開發(fā)及驗(yàn)證[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年05期

7 張龍飛;舒禮偉;陸古兵;;小型壓水堆完全喪失電源引發(fā)的嚴(yán)重事故研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年05期

8 羅沙;王少波;覃亮;龐鋒;;核電站嚴(yán)重事故下氫氣濃度測(cè)量裝置[J];艦船防化;2013年04期

9 孫造占;初起寶;房永剛;張?jiān)撇?;嚴(yán)重事故下設(shè)備可用性論證要求[J];核安全;2014年01期

10 林繼銘;賈寶山;劉寶亭;;嚴(yán)重事故下噴淋模式的研究[J];中國核科技報(bào)告;2005年02期

相關(guān)會(huì)議論文 前4條

1 劉寶亭;任俊生;王榮忠;林繼銘;;翻版改進(jìn)型核電站嚴(yán)重事故對(duì)策的初步研究[A];21世紀(jì)初輻射防護(hù)論壇第三次會(huì)議暨21世紀(jì)初核安全論壇第一次會(huì)議論文集[C];2004年

2 陳耀東;;國產(chǎn)二代加核電站嚴(yán)重事故對(duì)策[A];第七屆中國核學(xué)會(huì)“三核”論壇中國放射醫(yī)學(xué)教育五十年暨中國毒理學(xué)會(huì)放射毒理委員會(huì)第八次全國會(huì)議論文集[C];2010年

3 陳艷芳;單福昌;;壓水堆嚴(yán)重事故過程中堆內(nèi)氫氣源項(xiàng)分析[A];中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告——中國核學(xué)會(huì)2009年學(xué)術(shù)年會(huì)論文集（第一卷·第2冊(cè)）[C];2009年

4 季松濤;張應(yīng)超;;用ICARE2程序模擬秦山核電廠熔渣床的形成[A];第三屆北京核學(xué)會(huì)核應(yīng)用技術(shù)學(xué)術(shù)交流會(huì)論文集[C];2004年

相關(guān)博士學(xué)位論文 前1條

1 鄧堅(jiān);大型干式安全殼嚴(yán)重事故條件下氫氣控制研究[D];上海交通大學(xué);2008年

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前4條

1 尹峰;秦山二期擴(kuò)建工程嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)消氫措施的研究[D];上海交通大學(xué);2008年

2 丁亮;核電廠嚴(yán)重事故實(shí)時(shí)仿真兩相流模型研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2006年

3 王玨;嚴(yán)重事故下RELAP5與MELCOR程序的聯(lián)合應(yīng)用研究[D];上海交通大學(xué);2014年

4 金越;嚴(yán)重事故下大功率壓水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究[D];上海交通大學(xué);2014年

，

本文編號(hào)：1369069