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严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
2020/10/20
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
2020年3月18日, 原子能院圆满完成反应堆压力容器辐照监督试样及容器运输任务，比原计划提前了一周。该项任务的完成，体现了合作共赢精神，树立了原子能院的市场信誉，为原子能院以后争取国内核电辐照监督项目奠定了良好基础。
日前，高温气冷堆核电站示范工程2号反应堆压力容器顶盖准确落位于反应堆压力容器主法兰面上，实现示范工程安装的又一个重要里程碑节点。这一节点的完成标志着该反应堆内的核心设备基本完成安装，是反应堆进行整堆调试的重要条件。本次吊装的压力容器顶盖是反应堆封堆前最后一个安装的大型组件，总重量约80.5吨、最大直径约6.4米，吊装精度控制严格，就位过程需同时穿过垂直于顶盖下落方向的6根吸收球立杆，立杆与顶盖上要...