原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况.本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估.首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性.评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略.评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理.
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文献信息
篇名 HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 华龙一号 堆内熔融物滞留 非能动堆腔注水冷却系统
年,卷(期) 2018,(3) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 474-481
页数 8页 分类号 TL334
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2017.youxian.0330
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 石雪垚 14 22 3.0 4.0
2 孙婧 8 7 2.0 2.0
3 陈巧艳 9 11 2.0 3.0
4 王辉 19 30 2.0 5.0
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研究主题发展历程
节点文献
华龙一号
堆内熔融物滞留
非能动堆腔注水冷却系统
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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