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LOCA事故后堆芯瞬态传热及熔融过程数值研究 下载：17 浏览：347

刘逸群1 张小英1 王彪1 徐俊英2 张雷2 张会勇2 展德奎2 《核工业与技术》 2018年3期

摘要:
获取某压水堆核电厂相关参数，建立堆芯及维护结构三维模型，采用大空间自然对流换热和相邻八棒辐射换热模型，求解二维瞬态导热微分方程，计算事故发生后堆芯温度发展及熔融过程。研究表明:随着事故进程的发展，堆芯水位降低，堆芯温度升高，堆芯最高温度点逐渐下移。在事故进程560 s后，控制棒开始熔融；1200 s后，不锈钢棒开始熔融；燃料芯块在2700 s后开始熔融，7000 s后，堆芯熔融份额超50%。大部分堆芯节点熔融时，围桶结构仍未熔融。熔融物直接掉落，向下封头内发生初始迁移。蒸汽对流换热和辐射换热均能影响燃料棒熔融时刻，且蒸汽对流换热占主导地位，蒸汽的影响不能被忽略。辐射换热具有展平堆芯温度的作用。
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