堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为的研究.docx
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堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为的研究.docx
堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为的研究堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为的研究摘要:堆内熔融物滞留设施是一种在核电站中用于处理熔融燃料核污染的设施,对于安全性和可靠性的要求非常高。本文以堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为为研究对象,分析了该系统的工作原理和结构特点,并通过流体力学原理和热传导理论,对其热工水力行为进行了详细研究。研究结果显示,容器外冷却系统能够有效地降低堆内熔融物的温度,提高设施的安全性和可靠性。关键词:堆内熔融物滞留设施,容器外冷却系统,热工水力行为
堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为的研究的开题报告.docx
堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为的研究的开题报告一、选题背景堆内熔融物滞留设施(In-VesselRetention,简称IVR)是核电站安全防护的重要设施,主要用于保障核反应堆安全,避免核反应堆压力容器穿透事故发生。在这一设施中,熔融核燃料与反应堆中的冷却剂混合并流动,通过热传递实现了对熔融物质的冷却和固化。而IVR容器外的冷却系统则是保证这一过程顺利进行的关键,其热力水力行为的研究对于增强IVR设施的安全性有着重要的意义。二、选题意义IVR设施的安全性与冷却系统的热力水力行为密切相关。在
用于堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究的开题报告.docx
用于堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究的开题报告一、背景与意义核电站是一种蕴藏着巨大威力的能源设施,但同时也存在安全隐患。在核电站事故中,堆芯熔融物(Corium)的流失与释放是极其关键的问题。通过理论分析与模拟计算,目前已经可以初步研究堆芯熔融物的动态行为,但是存在于现实中的一些实际问题依旧需要进一步的研究,其中之一便是堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究。堆芯熔融物容器(CoriumRetentionVessel,CRV)是核电站为应对较为严重的事故而采取的措施之一,其原理是将熔
用于堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究的任务书.docx
用于堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究的任务书任务书一、任务背景核电站堆芯熔融事故是一种极其危险的事件,其产生的熔融物会对堆芯容器的材料和机械性能造成很大损害。在此情况下,必须要对熔融物如何在堆芯容器中流动进行深入的研究。熔融物如何在容器内进行冷却和流动,是一个非常关键的问题。因此,需要在实验中模拟此过程的各个环节,并对熔融物进行动态可视化,以便更好地理解此过程的流动特性。二、任务目标本次任务的主要目标是研究在堆芯熔融事故情况下,堆外冷却两相流量的影响,探究其对熔融物在容器内流动速度、流态、温
用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法.pdf
本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法,系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统;压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内,应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间;当压力容器发生严重事故时,压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面,应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却,将压力容器内熔融物热量有效导出,实现堆芯熔融物在压力容器内冷