技术编号：8595843
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。在核电厂严重事故工况下，需向反应堆堆腔内注入足够水量进行反应堆压力容器(RPV)外部冷却，并与其他安全功能(如回路卸压等)同时作用以保持压力容器的完整性，从而可将堆芯熔融物滞留于压力容器中，防止可能威胁安全壳完整性的堆外现象(安全壳直接加热、熔融物-混凝土反应等)发生。在这个过程中，堆芯熔融物衰变热量通过RPV壁面传出，并由注入堆腔的水带走这些热量。采用堆腔注水系统可以确保压力容器完整性，大大降低安全壳失效的可能性。即使压力容器失效，堆腔注水系统也能大幅减...
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