作者单位
摘要
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
二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。
高压熔堆 熔融物喷射 反应堆冷却剂系统卸压 严重事故卸压阀 高温流体 high pressure core-meltdown melt ejection reactor coolant system depressurization severe accident depressurization valves high temperature liquid 
强激光与粒子束
2021, 33(7): 076001
作者单位
摘要
1 中山大学 物理学院, 广州 510275
2 华南理工大学 电力学院, 广州 510640
核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障, 一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路134Cs/137Cs比值确定破损燃料棒所在燃耗区域,对该燃耗区域裂变产物的产生、裂变产物进入芯块间隙、一回路核素平衡分别进行建模,然后,利用建立的数学模型对破口处裂变产物向一回路释放过程进行分析,得出破口的大小和破损根数及所在燃耗区域,并以压水堆核电站燃料包壳破损的数据进行验证,证实了模型的合理性。
燃料棒 包壳 破损 反应堆冷却剂系统 fuel rod cladding crevasse reactor coolant system(RCS) 
强激光与粒子束
2017, 29(5): 056002

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