典型文献
大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算
文献摘要：
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.
文献关键词：
IVR;熔融池;临界热流密度;放射性核素分布
中图分类号：
作者姓名：
夏兆阳;周志伟;石雪垚;常愿
作者机构：
清华大学 核能与新能源技术研究院,北京 100084;中国核电工程有限公司,北京 100840
文献出处：
引用格式：
[1]夏兆阳;周志伟;石雪垚;常愿-.大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算)[J].原子能科学技术,2022(07):1308-1320
A类：
堆内熔融物滞留,放射性核素分布
B类：
压水堆,IVR,裂变产物,产物分布,分布计算,解严,严重事故,事故后果,安全壳,失效风险,注水系统,CIS,事故分析,软件计算,管段,双端,热工水力,堆芯,下封头,熔融池,传热行为,事故缓解,外表面,临界热流密度,CHF,惰性气体,非挥发性,迁移行为,壁面,再悬浮,气溶胶,冷凝水,水冲,冲刷,水池
AB值：
0.316735
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