压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用

来源 :北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会 | 被引量 : 0次 | 上传用户：haidi99

【摘要】

：

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力.本文利用MEL-COR进行严重事故分析的基础上,分析堆芯裸露时间与压力容器水位间的关系,探讨将压力容器水位作为主要评价参数,应用于现行的堆芯损伤评价方法的可行性.

【作者】

：

魏严凇李文双史晓磊李载鹏季松涛

【机构】

：

中国原子能科学研究院,北京 102413 江苏核电有限公司,江苏连云港 222042

【出处】

：

北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会

【发表日期】

：

2014年12期

【关键词】

：

反应堆芯损伤评价压力容器水位参数

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