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搜索结果: 1-3 共查到核科学技术 卸压相关记录3条 . 查询时间(0.074 秒)
针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利...
研究了1 000 MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大:1) 堆芯温度1 500~2 100 K;2) 堆芯温度2 500~2 800 K;3) 从形成由硬壳包容的熔融池(2 800 K)到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显...
研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程,对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性,并确认较佳的一回路冷却系统(RCS)降压途径。结果显示,以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件,可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明,考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求,较佳的卸压配置为初期打开一列稳压...

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