国内先进核电厂堆内熔融物滞留技术性能研究与问题探讨

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IVR是先进核电厂应对压力容器失效、缓解严重事故的重要措施,然而,IVR仍有一些问题未完全解决,国内各电厂的IVR设计有一定的差异,这也带来一些特殊的IVR相关的问题.本文结合美国NRC对AP1000IVR的审评,对国内几种采用IVR技术的堆型的设计方案进行了比较,对IVR相关的共性和个性问题进行了梳理和探讨,并对后续IVR相关工作的开展提出了一些建议,提出对于自然循环流动和强迫循环流动的冷却效果开展进一步的分析，必要时开展相互试验验证工作，以验证试验过程的有效性;对于一回路剩余压力的问题，应评价AP1000分析结论的适用性，并在规程中保证尽可能多开卸压阀，降低压力容器内外压力差。
作者：杨志义李春种毅敏张佳佳陈越超
作者单位：环境保护部核与辐射安全中心,北京100082
母体文献：环境保护部核与辐射安全中心第五届学术交流会论文集
会议名称：环境保护部核与辐射安全中心第五届学术交流会  
会议时间：2015年10月19日
会议地点：北京
主办单位：环境保护部核与辐射安全中心
语种：chi
分类号：TS1TL3
关键词：核电厂  堆芯熔融物压力容器内滞留  堆型设计  技术改进
在线出版日期：2019年1月18日
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2024-11-30 22:42 上传 国内先进核电厂堆内熔融物滞留技术性能研究与问题探讨.pdf

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