核電廠失水事故后長期冷卻階段,化學(xué)產(chǎn)物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料組件表面沉積的碎片量,導(dǎo)致堆芯流道堵塞、包殼溫度升高等問題,影響應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)長期冷卻再循環(huán)能力。根據(jù)核電廠失水事故后安全殼內(nèi)材料特定的溶解特性及國際通用的堆內(nèi)下游效應(yīng)分析方法,開展核電廠長期冷卻階段潛在的化學(xué)產(chǎn)物在堆芯燃料組件表面的析出特性分析。結(jié)果表明,失水事故后核電廠安全殼內(nèi)材料會釋放鋁、硅、鈣等元素并在燃料組件表面析出硅酸鋁鈉和硼酸鈣沉淀,硅酸鋁鈉和硼酸鈣在長期冷卻階段的最大沉積厚度分別為0.0124mm和0.0518mm,化學(xué)產(chǎn)物在燃料組件表面的沉積在核電廠堆芯長期冷卻性能評估中應(yīng)予以考慮。

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【文章目錄】：
1 主要分析輸入
    1.1 燃料組件參數(shù)
    1.2 地坑環(huán)境
    1.3 材料種類及碎片量
    1.4 保守性假設(shè)
2 材料溶解特性試驗
    2.1 試驗條件
    2.2 試驗裝置
    2.3 試驗方法
    2.4 試驗結(jié)果
3 化學(xué)產(chǎn)物沉積分析
    3.1 化學(xué)產(chǎn)物種類分析
    3.2 化學(xué)產(chǎn)物數(shù)量計算
    3.3 化學(xué)產(chǎn)物沉積厚度分析
4 結(jié)論



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