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关键词：熔融物
列宁格勒核电站二期4号机组完成首台大型设备安装
俄罗斯列宁格勒核电站二期4号机组近日完成堆芯熔融物捕集器壳体安装。这是该机组首台进入安装阶段的大型设备，也是首套投用安装的非能动安全系统设备。该钢制结构重157吨，安装作业使用重型履带式起重机完成，用时一个工作班次约8小时，较原计划提前近3个月。列宁格勒核电站代理厂长瓦列里·热姆丘戈夫 (Valery Zhemchugov) 表示，堆芯熔融物捕集器壳体安装是4号VVER-1200型压水堆机组建设中的关键节点，相关作业按质量要求完成，并为后续反应堆...
2026-07-31
日本机构首次用三维数值模拟复现严重事故熔融物流动
日本原子能研究开发机构 (JAEA) 近日宣布，该机构利用自主开发的模拟工具，成功在三维空间中近乎完整复现了核反应堆严重事故条件下熔融物质的流动过程。该机构称，这是全球首次通过数值模拟方式实现此类复现。在核电站发生严重事故时，燃料棒、控制棒及其周边金属部件可能在高温下熔化，形成复杂的熔融物。熔融物的流动路径、扩展方式和堆积状态，会直接影响反应堆结构完整性及后续安全评估。为掌握熔融物行为，国际上曾开展多项大规模实验，但在高...
2026-07-24
列宁格勒核电站二期4号机组“熔融物捕集器”运抵松林城
俄罗斯列宁格勒(Leningrad)核电站二期4号VVER-1200机组的重要安全设备——熔融物定位装置，通常被称为熔融物捕集器，已运抵松林城码头。该设备总重量超过730吨，运输路线接近2000公里，历时16天，主要通过水路完成，途经伏尔加河、白湖、奥涅加湖、拉多加湖、涅瓦河以及芬兰湾等水域。目前，相关设备正在为转运至二期VVER-1200建设现场做准备。完成入场检查后，熔融物捕集器的壳体将被安装到反应堆竖井的指定位置。随后，施工人员将分阶段安装装置的...
2026-07-15
“泰坦-2”在列宁格勒(Leningrad)第二核电站3号机组安装熔融物捕集器
6月10日，俄罗斯列宁格勒(Leningrad)第二核电站在建3号机组反应堆厂房内，熔融物定位装置即熔融物捕集器的最后一个部件——下部底板已安装到设计位置。该设备重120吨，被安放在反应堆混凝土井筒内，并支承在悬臂桁架上。熔融物捕集器是VVER-1200三号机组安装的首套安全系统。它由多个大型设备单元和填充特殊材料的模块组成，各部分承担不同功能，共同用于在极低概率的假想事故情况下，为核电站工作人员、周边居民和环境提供最高等级的安全保障。...
2026-06-11
俄罗斯列宁格勒核电站3号机组VVER-1200反应堆的熔融物捕集器已运抵施工现场
列宁格勒核电站二期建设项目3号机组VVER-1200反应堆的熔融物捕集器已运抵施工现场。该设备是核电站的被动安全系统之一，其组件从塞兹兰市的"重型机械制造厂"生产基地运抵列宁格勒州索斯诺维博尔市。列宁格勒核电站厂长弗拉基米尔·佩列古达强调："这套独特设备为大功率水水反应堆机组提供了最高等级的安全保障。这项先进国产技术能完全杜绝放射性物质和电离辐射在任何运行工况下逸出反应堆厂房，不仅在我国成功应用，更获得国际核能界广泛...
2025-10-09
中核工程在堆芯熔融物物性基础研究领域取得新突破
中核工程在堆芯熔融物物性基础研究领域取得新突破，依托自主研制的ALSEE(Aerodynamic Levitation-laSer heating installation for mElt propErties)装置获得的堆芯熔融物高温物性最新成果，登上核科学技术领域SCI一区期刊《 Journal of Nuclear Materials》封面。
2025-02-08
“大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题通过国家能源局综合绩效评价
近日，大型先进压水堆重大专项“大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题顺利通过国家能源局组织的综合绩效评价，研究成果获得专家组高度肯定。
2022-08-08
谨记核能安全，探究熔融物滞留
近日，大型先进压水堆重大专项“大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究”课题顺利通过国家能源局组织的综合绩效评价，研究成果获得专家组高度肯定。
2022-07-31
铸就“华龙一号”严重事故兜底的安全屏障——中国核动力院“‘华龙一号’严重事故堆芯熔融物策略研究与验证”研究纪实
为了实现史上“最严苛”的安全目标，“华龙一号”在严重事故应对上做了大量的加强设计，这其中堆芯熔融物堆内滞留成为严重事故兜底的最终方案。熔融物堆内滞留( In-Vessel Retention ，IVR )是通过压力容器壁面传热带走堆芯余热，将堆芯熔融物滞留于下封头内，大幅降低大量放射性释放的严重事故专有措施，也是应对类似日本福岛等核事故的关键措施之一。
2021-07-15
填补空白！中核集团率先攻克堆芯熔融物制备技术
11月9日，由中国核动力研究设计院自主研制的堆芯熔融物实验平台正式投入使用，该平台将贫化铀、氧化锆、金属锆、堆用不锈钢和裂变产物同位素按堆内装载质量比例进行混合熔炼，制备出3000℃的堆芯熔融物，填补了我国核安全领域高温堆芯熔融物实验技术空白，达到国际先进水平。
2020-11-11