模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

邓坚, 朱大欢, 王小吉, 向清安

文章导航 > 核动力工程 > 2015 > 36(1): 165-167

邓坚, 朱大欢, 王小吉, 向清安. 模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

引用本文:

邓坚, 朱大欢, 王小吉, 向清安. 模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

DENG Jian, ZHU Dahuan, WANG Xiaoji, XIANG Qingan. Study on Passive Cavity Injection and Cooling Strategy for Small Module Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

Citation:

DENG Jian, ZHU Dahuan, WANG Xiaoji, XIANG Qingan. Study on Passive Cavity Injection and Cooling Strategy for Small Module Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

邓坚, 朱大欢, 王小吉, 向清安. 模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

引用本文:

邓坚, 朱大欢, 王小吉, 向清安. 模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

DENG Jian, ZHU Dahuan, WANG Xiaoji, XIANG Qingan. Study on Passive Cavity Injection and Cooling Strategy for Small Module Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

Citation:

DENG Jian, ZHU Dahuan, WANG Xiaoji, XIANG Qingan. Study on Passive Cavity Injection and Cooling Strategy for Small Module Reactors[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室, 成都, 610213

作者简介:
邓坚（1981—），男，高级工程师，现主要从事核反应堆概率风险评价、严重事故、热工水力与事故分析等研究工作

中图分类号: TL331
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出版历程
- 收稿日期: 2014-10-20
- 修回日期: 2014-12-08
- 网络出版日期: 2025-02-15

Study on Passive Cavity Injection and Cooling Strategy for Small Module Reactors

Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China

摘要: 在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。
- 模块式小型堆 /
- 严重事故 /
- 堆芯注水冷却 /
- CISER
Abstract: Typical severe accident scenarios are calculated to obtain the characteristic parameters of the molten pool in the lower vessel plenum, based on the MELCOR model for small module reactors. The indigenous CISER code is then used to analyze and validate the effectiveness of the cavity injection and cooling strategy for the small module reactors, considering conservatively the issues of phenomenological uncertainties.
- Small module reactors /
- Severe accident /
- Cavity injection and cooling /
- CISER

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