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堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

方 健 段远刚 冉小兵 马若群

方 健, 段远刚, 冉小兵, 马若群. 堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究[J]. 核动力工程, 2020, 41(2): 54-58.
引用本文: 方 健, 段远刚, 冉小兵, 马若群. 堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究[J]. 核动力工程, 2020, 41(2): 54-58.
Fang Jian, Duan Yuangang, Ran Xiaobing, Ma Ruoqun. Buffering Effect Analysis for Secondary Supports in Reactor Vessel Internals under Assumption Accident of Core Drop[J]. Nuclear Power Engineering, 2020, 41(2): 54-58.
Citation: Fang Jian, Duan Yuangang, Ran Xiaobing, Ma Ruoqun. Buffering Effect Analysis for Secondary Supports in Reactor Vessel Internals under Assumption Accident of Core Drop[J]. Nuclear Power Engineering, 2020, 41(2): 54-58.

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

Buffering Effect Analysis for Secondary Supports in Reactor Vessel Internals under Assumption Accident of Core Drop

  • 摘要:         对采用“水力缓冲+机械缓冲”技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟,分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律;基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程,研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示,堆芯跌落事故下,水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量,与传统缓冲结构相比,缓冲效果更佳,确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。

     

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  • 刊出日期:  2020-04-11

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