核电站堆芯熔融物的处理措施

• 作者: 冉刻 周涛 李精精
• 来源期刊: 华电技术
• 学科: 工学
• 关键词: 核电站 堆芯熔融物 缓解措施 严重事故
• 年，卷（期）: 2011,（10）
• 所属期刊栏目: 新能源
• 页码范围: 77-81
• 分类号: TM623
• 字数: 4141字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1674-1951.2011.10.026

摘要

在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER - 1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用.堆芯熔融物处理方式的不同,在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围,新一代堆型在堆芯熔融处理方式上较以前有明显改进;严重事故缓解措施的不同,反映了不同堆型设计理念的差异.深入研究了各种堆型熔融物的处理措施,对保障核电站安全具有重要价值.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	周涛	华北电力大学核热工安全与标准化研究所	127	828	12.0	23.0
2	冉刻	华北电力大学核热工安全与标准化研究所	4	37	4.0	4.0
3	李精精	华北电力大学核热工安全与标准化研究所	23	133	6.0	11.0