原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
模块式高温气冷核反应堆是一种安全性好、发电效率高的先进核反应堆.蒸汽发生器传热管断裂导致一回路进水的事故对于高温气冷堆是特有的,可能导致高温石墨燃料和构件与水发生化学反应,引起放射性物质释放和大量可燃爆气体产生的严重后果.对此事故进行深入分析对于验证高温气冷堆的固有安全性有着重要意义,而事故过程中的进水量对事故后果严重性有非常重要的影响.本工作以清华大学核能与新能源技术研究院设计的10 MW高温气冷堆(HTR-10)为例,针对蒸汽发生器传热管两种典型位置下的单管、双管双端(2A)断裂,使用热工水力系统分析程序RETRAN-02模拟分析了断管进水过程.分析表明,进水量与断管位置、断管数目、破口面积有关.入口段断裂进水量比出口段断裂进水量更大.断管处破口面积越大、断管数目越多,进水量越大.HTR-10泄放系统可有效排空蒸汽发生器内存留的水和蒸汽,以免其大量进入一回路.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 高温气冷堆蒸汽发生器传热管断裂事故进水量分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 高温气冷堆 传热管断裂 进水
年,卷(期) 2009,(5) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 441-447
页数 7页 分类号 TL334
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 王岩 清华大学核能与新能源技术研究院 55 389 11.0 18.0
2 石磊 清华大学核能与新能源技术研究院 107 1290 21.0 33.0
3 李富 清华大学核能与新能源技术研究院 63 118 6.0 7.0
4 郑艳华 清华大学核能与新能源技术研究院 18 92 5.0 9.0
5 孙喜明 清华大学核能与新能源技术研究院 13 34 4.0 5.0
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研究主题发展历程
节点文献
高温气冷堆
传热管断裂
进水
研究起点
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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