大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究

作     者：徐红 周志伟 XU Hong;ZHOU Zhi-wei

作者机构：国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2013年第47卷第6期

页      码：969-974页

摘      要：参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小于7%,但压力容器壁厚最大熔化量超过15cm的可能性很大,如果没有其他缓解措施,建议将大型先进压水堆压力容器厚度增加至20cm以上。热流分配是影响熔池行为的主要因素,建议采取措施调整熔融池热流分配,以缓解氧化物层和金属层交界面处的传热危机。

主 题 词：大型先进压水堆 严重事故 堆内滞留 不确定分析 

学科分类：08[工学] 0807[工学-电子信息类] 0827[工学-食品科学与工程类] 082701[082701] 0703[理学-化学类] 0801[工学-力学类] 

核心收录：

D　O　I：10.7538/yzk.2013.47.06.0969

馆 藏 号：203110406...