【摘 要】
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核电厂失水事故后长期冷却阶段,化学产物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料组件表面沉积的碎片量,导致堆芯流道堵塞、包壳温度升高等问题,影响应急堆芯冷却系统长期冷却再循
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核电厂失水事故后长期冷却阶段,化学产物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料组件表面沉积的碎片量,导致堆芯流道堵塞、包壳温度升高等问题,影响应急堆芯冷却系统长期冷却再循环能力。根据核电厂失水事故后安全壳内材料特定的溶解特性及国际通用的堆内下游效应分析方法,开展核电厂长期冷却阶段潜在的化学产物在堆芯燃料组件表面的析出特性分析。结果表明,失水事故后核电厂安全壳内材料会释放铝、硅、钙等元素并在燃料组件表面析出硅酸铝钠和硼酸钙沉淀,硅酸铝钠和硼酸钙在长期冷却阶段的最大沉积厚度分别为0.0124mm和0.0518mm,
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