大亚湾核电站18个月换料的堆芯失水事故长期冷却分析研究
Nuclear Power Engineering（2002）
Abstract
在失水事故长期冷却过程中,必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间.这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的意义.介绍了大亚湾核电站18个月换料设计失水事故长期冷却分析,应用REFLET程序分析计算了失水事故后堆芯和地坑的硼浓度随时间的变化,给出了不同换料水箱硼浓度下的容许切换时间.当换料水箱硼浓度为2204mg/L时,操作员必须在6小时以前将安注由冷段注射切换到冷、热段同时注射的模式.
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Key words
cooling,loca,core,long-term
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