核电站堆芯熔融物的处理措施

摘要：

在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER - 1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用.堆芯熔融物处理方式的不同,在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围,新一代堆型在堆芯熔融处理方式上较以前有明显改进;严重事故缓解措施的不同,反映了不同堆型设计理念的差异.深入研究了各种堆型熔融物的处理措施,对保障核电站安全具有重要价值.

关键词：核电站、堆芯熔融物、缓解措施、严重事故

所属期刊栏目：33

分类号：TM623(发电、发电厂)

资助基金：国家自然科学基金资助50976033;华北电力大学校内“211”资助

在线出版日期：2012-03-05（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：77-81