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CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究

     

摘要

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一.针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果.本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提高反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值.

著录项

  • 来源
    《中国核电》|2018年第4期|466-470|共5页
  • 作者单位

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    清华大学核能与新能源技术研究,北京100084;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

    国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京102200;

  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 chi
  • 中图分类 核电厂(核电站);
  • 关键词

    熔融物堆内滞留; 压力容器外部冷却; 临界热流密度;

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