原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
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IV R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。
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CSA
CPACT
CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析
CPR1000
熔融物滞留在容器内
堆芯融化
严重事故
内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 大功率先进压水堆 IV R有效性评价中熔池换热研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
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
年,卷(期) 2014,(2) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 234-240
页数 7页 分类号 TL334
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.02.0234
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 杨燕华 上海交通大学核科学与工程学院 143 867 14.0 19.0
2 刘晓晶 上海交通大学核科学与工程学院 47 163 6.0 12.0
3 金越 上海交通大学核科学与工程学院 3 7 1.0 2.0
4 鲍晗 上海交通大学核科学与工程学院 2 6 1.0 2.0
传播情况
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研究主题发展历程
节点文献
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
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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