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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
2020/12/21
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。
中核集团率先攻克堆芯熔融物制备技术（图）
中核集团 堆芯熔融物 制备技术
2020/11/13
2020年11月9日，由中国核动力研究设计院自主研制的堆芯熔融物实验平台正式投入使用，该平台将贫化铀、氧化锆、金属锆、堆用不锈钢和裂变产物同位素按堆内装载质量比例进行混合熔炼，制备出3000℃的堆芯熔融物，填补了我国核安全领域高温堆芯熔融物实验技术空白，达到国际先进水平。
压水堆堆芯熔融物的运动及传热数值分析
反应堆严重事故 堆芯熔融 熔融物运动 熔融物传热
2020/1/20
针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型，使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程，确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度，以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明：停堆后约2 400 s开始出现熔融现象，熔融物在堆芯活性区域内下落且发生多重相变过程；在4 900 s后，熔融物在堆芯底部形成约1.5 m高的稳定熔池；由于外围组件与低温围栏装置换热，最外围的组件...
严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用
全厂断电 堆芯熔融物与混凝土相互作用 混凝土消融速率
2008/12/30
当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时，堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI）可能引起安全壳晚期失效，包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600MW轻水堆核电厂为对象，选取全厂断电（SBO）叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列，应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象，着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率，为相应的严重事故管理提供支持。