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压水堆硼稀释事故的计算
被引量：
1
1
作者
杨顺海
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1992年第6期86-88,共3页
一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果...
一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算。
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关键词
压水型堆
反应堆
事故
硼稀释事故
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职称材料
题名
压水堆硼稀释事故的计算
被引量：
1
1
作者
杨顺海
机构
中国原子能科学研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1992年第6期86-88,共3页
文摘
一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算。
关键词
压水型堆
反应堆
事故
硼稀释事故
Keywords
Boron dilution accident, Pressurized reactor, Critical time interval.
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
压水堆硼稀释事故的计算
杨顺海
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1992
1
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