一种提高熔融物压力容器内滞留有效性的方法

    公开(公告)号:CN105161145A

    公开(公告)日:2015-12-16

    申请号:CN201510481065.7

    申请日:2015-08-03

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种提高熔融物压力容器内滞留有效性的方法,包括:步骤一,实施主系统降压,使压力容器的内部维持低压;步骤二,注水;其中,注水包括注水水源中的水通过流道向所述压力容器的外部注水和注水水源中的水通过注水管道向所述压力容器的内部注水。本发明采用向压力容器内部和外部注水的方法,有效降低熔融物传至压力容器壁面热流密度,使其小于压力容器外水冷却的临界热流密度,从工程角度解决了物理现象不确定性带来的影响,提高了熔融物压力容器内滞留措施的有效性。

    一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法

    公开(公告)号:CN112201372B

    公开(公告)日:2022-12-02

    申请号:CN202011109117.5

    申请日:2020-10-16

    Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法,所述方法具有如下特点:通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量,在发生堆芯熔化的事故情况下,利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度,同时在安全壳内部形成冷却剂循环,保证衰变热的移出,从而保持压力容器完整性,实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法,采用一回路水源实现堆腔淹没,在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留,可以有效提高反应堆的安全水平,避免大量放射性物质向环境的释放,保护公众健康。

    一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法

    公开(公告)号:CN112201372A

    公开(公告)日:2021-01-08

    申请号:CN202011109117.5

    申请日:2020-10-16

    Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法,所述方法具有如下特点:通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量,在发生堆芯熔化的事故情况下,利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度,同时在安全壳内部形成冷却剂循环,保证衰变热的移出,从而保持压力容器完整性,实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法,采用一回路水源实现堆腔淹没,在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留,可以有效提高反应堆的安全水平,避免大量放射性物质向环境的释放,保护公众健康。

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