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蒸汽冷凝回流与中破口失水事故分析

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本文将蒸汽冷凝回流模型用于反应堆主回路冷段15.24cm破口的计算分析,分析结果表明裸露后的燃料元件能得到有效的冷却,使用蒸汽冷凝回流模型计算的燃料包壳峰值温度比不使用时低约144℃.

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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|1-5|共5页
会议地点上海
作者
陈巧艳;
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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
中图分类反应堆安全;
关键词
蒸汽冷凝回流; 中破口失水事故; 应急堆芯冷却系统; 反应堆安全;
入库时间 2022-08-17 11:07:26

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