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HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析
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作者 高祖瑛 刘宝亭 孙玉良 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第2期102-106,共5页
热气导管的双端断裂事故是10MW高温气冷堆(HTR-10)的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事... 热气导管的双端断裂事故是10MW高温气冷堆(HTR-10)的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对HTR-10堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,HTR-10仍有很好的安全特性。 展开更多
关键词 高温气冷试验堆 进气事故 自然对流 石墨腐蚀
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中国实验快堆动态模拟系统的建立 被引量:5
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作者 杨红义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第2期108-113,共6页
为了运用快堆系统安全分析程序OASIS对中国实验快堆(CEFR)进行安全分析和计算,初步建立了CEFR动态模拟系统。该系统将应用于CEFR的初步安全分析并将用来对CEFR的控制保护系统进行动态仿真研究。
关键词 OASIS程序 动态模拟系统 安全分析 快中子堆
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