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CHASHMA核电站SGTR事故仿真

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本文使用基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的核电站数值反应堆系统(DRS),模拟CHASHMA核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30分钟不干预和30分钟内干预分别进行计算,给出计算结果并予以分析.该事故仿真过程及结果也验证了核电站数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具.

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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|294-300|共7页
会议地点上海
作者
林萌; 胡锐; 杨燕华;
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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;
关键词
RELAP5; SGTR; CHASHMA压水堆核电站; 事故仿真; 安全分析;
入库时间 2022-08-17 11:07:31

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