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大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算
被引量：
2
1
作者
夏兆阳
周志伟
+1 位作者
石雪垚
常愿
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2022年第7期1308-1320,共13页
大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退...
大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。
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关键词
IVR
熔融池
临界热流密度
放射性核素分布
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职称材料
题名
大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算
被引量：
2
1
作者
夏兆阳
周志伟
石雪垚
常愿
机构
清华大学核能与新能源技术研究院
中国核电工程有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2022年第7期1308-1320,共13页
基金
国家重点研发计划(2020YFB1901401)。
文摘
大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。
关键词
IVR
熔融池
临界热流密度
放射性核素分布
Keywords
IVR
molten pool
critical heat flux
radionuclide distribution
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算
夏兆阳
周志伟
石雪垚
常愿
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2022
2
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