| 华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究 |
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| 引用本文： | 朱大欢,邓纯锐,吴清,向清安,刘昌文,冷贵君,张明,侯丽强,张晓华,陈彬,关仲华,武铃珺,邹志强,王小吉,张震.华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究[J].核动力工程,2019,40(z1):32-36. |
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| 作者姓名： | 朱大欢 邓纯锐 吴清 向清安 刘昌文 冷贵君 张明 侯丽强 张晓华 陈彬 关仲华 武铃珺 邹志强 王小吉 张震 |
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| 作者单位： | 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610213 |
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| 摘 要： | 华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。
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| 关 键 词： | 熔融物堆内滞留 严重事故 临界热流密度 华龙一号(HPR1000)反应堆 |
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