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水冷堆燃料破損審查（2006－2015年）

中文版

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)《核能叢書》 No. NF-T-2.5

Chinese, Simplified STI/PUB/1864 | 978-92-0-536921-1

98 頁(yè) | 22 圖 | € 35.00 | 出版日期：2021

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說明

自20世紀(jì)70年代以來(lái)，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)一直參與對(duì)正常（非事故）運(yùn)行工況下水冷堆燃料破損的分析。本版本是對(duì)《核能叢書》第NF-T-2.1號(hào)的更新，提供了與當(dāng)前核電廠運(yùn)行中各種燃料破損問題有關(guān)的信息。它概述了2006年至2015年期間全球97%在運(yùn)輕水冷卻和重水冷卻核電機(jī)組的燃料破損發(fā)生情況、其機(jī)理和根本原因以及核電廠運(yùn)行中的燃料破損預(yù)防和管理。為了揭示核燃料性能的長(zhǎng)期趨勢(shì)，本出版物中不僅收錄和分析了從前三份國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)燃料破損報(bào)告中摘取的1987年至2006年的燃料破損數(shù)據(jù)，還收錄和分析了2006年至2015年的燃料破損數(shù)據(jù)。除了燃料棒有漏孔元件之外，本報(bào)告還考慮了結(jié)構(gòu)性燃料損傷和其他燃料組件問題。

再次使用原子能機(jī)構(gòu)版權(quán)材料 的更多信息

關(guān)鍵詞

原子能機(jī)構(gòu)核能、核電、核燃料循環(huán)、放射性廢物管理、燃料破損、核電廠、水冷堆、技術(shù)報(bào)告、和平利用核能、實(shí)例、壓水堆、加壓輕水反應(yīng)堆、沸水堆、水水動(dòng)力堆、水冷水慢化動(dòng)力堆、坎杜型堆、加拿大重水鈾反應(yīng)堆、加壓重水堆、核燃料循環(huán)和廢物技術(shù)司、放射性廢物、基本方法、燃料設(shè)計(jì)、燃料燃耗、燃料富集度、燃料循環(huán)周期、冷卻劑活度、燃料破損識(shí)別、破損燃料探測(cè)、燃料破損機(jī)理、放射性化學(xué)、水化學(xué)、二次氫化降解、燃料泄漏機(jī)理、燃料泄漏原因、安全

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