【摘 要】
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针对轻水堆中不太可能发生的堆芯熔融坍塌事故幕景,必须研究反应堆压力容器(Reactor Pres-sure Vessel,RPV)可能的失效模式及其失效时间,以确定安全壳载荷。本文从RPV结
【机 构】
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浙江工业大学化工机械设计研究所 杭州 310032
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针对轻水堆中不太可能发生的堆芯熔融坍塌事故幕景,必须研究反应堆压力容器(Reactor Pres-sure Vessel,RPV)可能的失效模式及其失效时间,以确定安全壳载荷。本文从RPV结构的完整性角度出发,介绍了堆芯熔融坍塌严重事故熔融物堆内滞留(in-vessel retention,IVR)下国内外RPV材料的高温蠕变实验和国外RPV结构的缩比模型实验,详细阐述了美国核管委(NRC)和欧共体(EC)完成的典型实验的实验设备、实验条件和实验结果等,并进行了简单的比较,以期为国内开发相关的实验研究提供参考。最后,对未来有必要进行的原型幕景下的实验项目进行了展望。
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