技术编号：16685007
提示：您尚未登录，请点 登 陆 后下载，如果您还没有账户请点 注 册 ，登陆完成后，请刷新本页查看技术详细信息。本发明属于核动力设备性能验证性试验研究技术领域，具体涉及一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法。背景技术当压水堆核电厂发生失水事故(LOCA)时，冷却剂系统一回路管道外部包裹的保温隔热材料以及破口附近的其他材料因受到破口处高能射流的冲击而损坏脱落。产生的碎片会分散在安全壳内各处，并随着破口喷出的水流迁移到安全壳地坑，可能导致地坑滤网堵塞，进一步引发再循环冷却失效。上世纪90年代，世界上一些在运行的核电厂曾经发生过地坑滤网堵塞事故，并造成了严重的经济损失和安全隐患。因此，开展核反应堆安...
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