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流道阻塞后的流场模型的开发及应用

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摘要

在大破口失水事故进程中,燃料包壳可能发生的破裂将导致流道部分阻塞,在事故分析中必须考虑由此产生的影响.用COBRA-Ⅳ-Ⅰ子通道程序详细分析了流道阻塞后的流场,改进了大破口失水事故分析软件包中燃料棒包壳温度分析程序FRAP-T6,对恰希玛核电厂大破口失水事故作了分析.

著录项

来源
《核科学与工程》 |2000年第2期|117-122,141|共7页
作者
史国宝; 唐家欢; 王杨定;
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作者单位

上海核工程研究设计院;

上海核工程研究设计院;

上海核工程研究设计院;

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原文格式 PDF
正文语种 chi
中图分类核反应堆工程;
关键词
流道阻塞; 流场; 大破口失水事故; 恰希玛核电厂; COBRA-Ⅳ-Ⅰ程序;

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