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探寻严重事故的本质——我国反应堆堆芯熔融研究取得重大突破（图）
反应堆 堆芯熔融 研究 突破
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2021/1/7
2020年12月16日，经专家现场见证和审查，由上海核工程研究设计院有限公司、中核北方核燃料元件有限公司、中国科学院金属研究所共同开展的百公斤级反应堆原型材料熔融及反应试验完成试验装置研制及首炉超高温熔融物试验。
DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析
直接注入管线破裂 严重事故 IVR
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2011/8/18
本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故，分析堆芯熔融物压力容器内保持（IVR）策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域的热流密度。研究表明，该事故序列下未发生下封头蠕变失效，区域4有最早发生蠕变失效的可能性。
压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
主给水丧失 压力容器完整性 严重事故
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2009/2/13
针对900MW级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对主给水丧失（LOFW）始发事件叠加辅助给水失效严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明：在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施...
严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析
严重事故 氢气风险 氢气控制
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2009/2/13
采用一体化严重事故分析工具，对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明：相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况，大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化，在考虑100%锆水反应产氢量的条件下，大破口失水始发事故氢气风险较大，有可能发生氢气快速燃烧；在氢气控制系统作用下，发生大破口失水始发严重事故时，安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%，未达到...