原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
超临界水冷堆燃料验证实验(SCWR-FQT)将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET 程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示:实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。
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文献信息
篇名 SCWR-FQT 回路的冷却剂流量丧失事故研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 超临界水冷堆 ATHLET 冷却剂流量丧失事故
年,卷(期) 2013,(12) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 2238-2243
页数 6页 分类号 TL333
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2013.47.12.2238
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 杨燕华 上海交通大学核科学与工程学院 143 867 14.0 19.0
2 周翀 上海交通大学核科学与工程学院 5 20 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
ATHLET
冷却剂流量丧失事故
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
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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27955
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