高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

宋 建 向清安 邓 坚 余红星 杜 娟 毕金生

宋 建, 向清安, 邓 坚, 余红星, 杜 娟, 毕金生. 熔融物堆芯冷却滞留特性研究[J]. 核动力工程, 2020, 41(5): 193-196.
引用本文: 宋 建, 向清安, 邓 坚, 余红星, 杜 娟, 毕金生. 熔融物堆芯冷却滞留特性研究[J]. 核动力工程, 2020, 41(5): 193-196.
Song Jian, Xiang Qingan, Deng Jian, Yu Hongxing, Du Juan, Bi Jinsheng. Research on Debris In-Core Cooling and Retention Characteristics[J]. Nuclear Power Engineering, 2020, 41(5): 193-196.
Citation: Song Jian, Xiang Qingan, Deng Jian, Yu Hongxing, Du Juan, Bi Jinsheng. Research on Debris In-Core Cooling and Retention Characteristics[J]. Nuclear Power Engineering, 2020, 41(5): 193-196.

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

Research on Debris In-Core Cooling and Retention Characteristics

  • 摘要: 以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。

     

  • 加载中
计量
  • 文章访问数:  227
  • HTML全文浏览量:  34
  • PDF下载量:  2
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 刊出日期:  2020-09-27

目录

    /

    返回文章
    返回