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压水堆核电站小LOCA初因严重事故分析

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本文使用严重事故下轻水反应堆瞬态分析程序SCDAP/RELAP5 MOD3模拟了压水堆核电站冷段小破口的冷却剂丧失(LOCA)事故,分别计算了丧失全部堆芯应急冷却的情况和安注系统正常投入的情况.结果表明安注系统的投入可以维持堆芯冷却,保证堆芯完整性;丧失全部堆芯应急冷却时,事故后5625秒燃料块发生熔融,事故后10000秒熔融物质坍塌到下封头,严重威胁压力容器完整性.

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来源
《中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议》|2003年|310-317|共8页
会议地点上海
作者
许以全; 苏云; 曹学武;
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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
中图分类环境与安全;反应堆安全;
关键词
压水堆; SCDAP; RELAP5; LOCA; 核电站;

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