IVR-ERVC相关论文
核电厂发生严重事故时,压力容器内的堆芯材料温度迅速升高,甚至发生熔化并坍塌落入压力容器下封头底部形成熔池。由于衰变热的存在......
基于大型临界热流密度(CHF)试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸(H3BO5)与磷酸三钠(Na3PO4)的化学水溶......
本文采用RELAP5/MOD3对全高度非能动的压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)一维传热与流动特性试验装置REPEC......
为解决大型先进反应堆下封头高热负荷的挑战,通过堆内熔融物滞留(IVR)的严重事故缓解措施,向堆腔注水,实施压力容器外部冷却(ERVC)......
通过压力容器外部冷却（ERVC）以实现堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文......
熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IV R有效性评价的方法主要是基于集总参......
反应堆压力容器外部冷却ERVC(External Reactor Vessel Cooling)是实现熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)的重要方案之一,......
本文通过在工质中加热不同纳米颗粒进行倾斜朝下表面的池沸腾实验来研究纳米材料改善沸腾传热的特性。常压下,倾斜角为0°、15......
以大功率非能动压水堆为研究对象,采用MAAP程序研究RCS热管段5cm小破口始发严重事故下IVR-ERVC对裂变产物释放的影响。结果表明,启......
通过压力容器外部冷却（ERVC）以实现堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故管理的一项重要举措一直以来广泛受到国内外研究人员关注，并......
我国某1000MW压水堆在其安全技术发展中提出采用IVR-ERVC方案。由于运行和实验数据的缺乏而导致对IVR-ERVC系统存在认知的局限性,......
