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ACR-700核电厂小破口失水事故分析

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针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENAMOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并应用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管三种不同的破口位置的典型的最不利的事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.

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来源
《第九届全国反应堆热工流体会议》|2005年|224-231|共8页
会议地点西安
作者
郑利民; 申森;
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作者单位

中国核学会;

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会议组织
正文语种
原文格式 PDF
中图分类 TL364.4;TM623.92;
关键词
重水堆; 核电厂; CATHENAMOD3.5d程序; 小破口失水事故;

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