真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究

• 作者: 常华健 杨胜 胡腾 赵宇峰 陆维
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 临界热流密度 SA508Gr3.Cl.1钢 严重事故 熔融物堆内滞留
• 年，卷（期）: 2016,（10）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 1782-1786
• 页数: 5页
• 分类号: TL334
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2016.50.10.1782

摘要

通过反应堆压力容器外部冷却（ERVC）实现熔融物堆内滞留（IVR）技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中，建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM ，开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC‐临界热流密度（CHF）试验研究。试验采用去离子水作为试验工质，获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理，讨论了在去离子水下表面材料 SA508 Gr3. Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR‐ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	常华健	清华大学核能与新能源技术研究院	13	40	4.0	5.0
2	陆维	国家核电技术有限公司北京研发中心	3	15	2.0	3.0
3	胡腾	国家核电技术有限公司北京研发中心	3	5	1.0	2.0
4	赵宇峰	国家核电技术有限公司北京研发中心	1	4	1.0	1.0
5	杨胜	国家核电技术有限公司北京研发中心	1	4	1.0	1.0