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压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。 相似文献
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针对U-Zr基金属燃料包壳化学反应(FCCI)和相优化问题,介绍了掺杂元素Sb、Mo、Nb和Ti对金属燃料的影响。结合扩散偶实验、高温加热实验,并利用扫描电子显微镜(SEM),X射线衍射(XRD)和热差仪分析(DSC)表征方法,对一系列U-Zr基金属燃料进行了堆外评价。掺杂元素Sb用于抑制金属燃料在高燃耗下的FCCI。研究结果表明,Sb和镧系元素Ce结合生成沉淀,并且其沉淀产物不与包壳反应,证明了Sb可以作为一种潜在的掺杂元素解决高燃耗下的FCCI问题;掺杂元素Mo、Nb和Ti用于相优化,其中Mo、Nb降低了γ相的转变温度,且Mo的效果优于Nb。研究结果可为未来先进金属燃料的设计和优化提供数据支撑。 相似文献
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