文献类型：期刊文章

作　　者：李军[1,2] 刘长亮[3] 李晓明[4]

LI Jun;LIU Chang-liang;LI Xiao-ming(Harbin Engineering University,National Defense Key Laboratory of Nuclear Safety and Simulation Technology,Harbin,150001;Hualong Pressurized Reactor Technology Corporation,Ltd,Beijing,100037;China National Nuclear Corporation,Beijing,100840;China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd,Beijing,100840)

机构地区：[1]哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001 [2]华龙国际核电技术有限公司,北京100037 [3]中国核电工程有限公司,北京100840 [4]中国核工业集团有限公司,北京100840

出　　处：《核科学与工程》

年　　份：2018

卷　　号：38

期　　号：4

起止页码：632-639

语　　种：中文

收录情况：BDHX、BDHX2017、CAS、CSCD、CSCD2017_2018、JST、ZGKJHX、核心刊

摘　　要：安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故。随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却方案。本文旨在总结国内外非能动安全壳冷却系统的设计方案和研究成果,并比较分析各方案间的优缺点,分别提出适合钢制和混凝土安全壳非能动冷却的方案,为我国自主设计第三代核电站非能动安全壳冷却系统提供参考。

关 键 词：非能动安全壳冷却  方案对比  核电安全

分 类 号：TL3643]