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采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析
采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析
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摘要
研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序.进行了主回路冷段5.0~25.0cm的中破口失水事故分析.采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。
DOI
2lde8p7qd3/215717
作者
陈巧艳
机构地区
不详
出处
《核安全》
2004年3期
关键词
失水事故
压水堆
燃料包壳
冷凝
分析
作用
分类
[核科学技术][辐射防护及环境保护]
出版日期
2004年03月13日(中国期刊网平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)
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来源期刊
核安全
2004年3期
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失水事故
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