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田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析
1
作者
姚进国
王汗
+2 位作者
董超
李宝库
叶刘锁
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第10期1819-1824,共6页
田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结...
田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。
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关键词
田湾核电站
长周期换料
冷却剂流量丧失事故
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职称材料
SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究
2
作者
周翀
杨燕华
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第12期2238-2243,共6页
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...
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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关键词
超临界水冷堆
ATHLET
冷却剂流量丧失事故
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职称材料
题名
田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析
1
作者
姚进国
王汗
董超
李宝库
叶刘锁
机构
中国核电江苏核电有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第10期1819-1824,共6页
基金
国家国际科技合作专项资助(2011DFR60730)
文摘
田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。
关键词
田湾核电站
长周期换料
冷却剂流量丧失事故
Keywords
Tianwan Nuclear Power Station
long fuel cycle
loss of flow accident
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究
2
作者
周翀
杨燕华
机构
上海交通大学核科学与工程学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第12期2238-2243,共6页
文摘
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。
关键词
超临界水冷堆
ATHLET
冷却剂流量丧失事故
Keywords
SCWR
ATHLET
loss of coolant flow accident
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
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1
田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析
姚进国
王汗
董超
李宝库
叶刘锁
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
0
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职称材料
2
SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究
周翀
杨燕华
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013
0
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职称材料
已选择
0
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参考文献
引证文献
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