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摘要:
以日本热谱超临界水冷堆SCLWR-H为研究对象,建立了相关热工物理计算模块.在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下,分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、寿期中和寿期末3种情况下内部燃料组件最高包层温度的对比情况.得出的结论为:寿期初反应堆功率、堆芯压力呈下降趋势,内部燃料组件最高包层温度先快速升高后快速降低,最大升高值为132℃,但仍满足事故下安全设计准则;寿期中相对寿期末、寿期初相对寿期中及寿期末发生卡轴事故危害性更大.计算分析可为超临界水堆的安全特性定性分析提供基础性的参考.
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关键词热度
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文献信息
篇名 超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析
来源期刊 华电技术 学科 工学
关键词 超临界水冷堆 瞬态 卡轴 最高包层温度 安全
年,卷(期) 2012,(11) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 22-25
页数 分类号 TL364+.4
字数 3337字 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 周涛 华北电力大学核科学与工程学院 127 828 12.0 23.0
2 陈娟 华北电力大学核科学与工程学院 34 214 6.0 13.0
3 罗峰 华北电力大学核科学与工程学院 7 21 3.0 4.0
4 侯周森 华北电力大学核科学与工程学院 4 28 2.0 4.0
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研究主题发展历程
节点文献
超临界水冷堆
瞬态
卡轴
最高包层温度
安全
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研究来源
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华电技术
月刊
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41-1395/TK
大16开
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36-254
1979
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