原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层,第1次峰值温度发生在约11 s ,为938.2 K ;第2次峰值温度发生在约50 s ,为608.7 K。两次燃料温度峰值均低于燃料U-10Zr的熔点,在可接受范围内。随着瞬态过程的深入,安注箱、堆芯补水箱及安全壳内储水箱的冷却水开始注入包层,使内外包层的坍塌液位开始回升,最终重新淹没堆芯。表明PXS在冷管段双端剪切断裂大破口失水事故下能保证混合堆堆芯的安全,将其应用于聚变-裂变混合堆是可行的。
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文献信息
篇名 聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 聚变-裂变混合堆 PXS RELAP5 双端剪切断裂大破口失水事故
年,卷(期) 2014,(7) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1200-1205
页数 6页 分类号 TM623.9
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.07.1200
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 解衡 清华大学核能与新能源技术研究院 28 136 4.0 11.0
2 喻章程 清华大学核能与新能源技术研究院 3 4 1.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
聚变-裂变混合堆
PXS
RELAP5
双端剪切断裂大破口失水事故
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)
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