CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究

作者：胡腾; 常华健; 薛艳芳^*; 赵宇峰; 杨胜; 陆维; 张明; 张祥; 张鹏

来源：中国核电, 2018, 11(04): 466-470.

DOI：10.12058/zghd.youxian.031

• 熔融物堆内滞留
• 压力容器外部冷却
• 临界热流密度

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提高反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值。

• 单位
  国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司; 清华大学