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用于验证征兆导向规程的SGTR事故分析

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核电厂事故规程开发中,通常需要进行支持性事故分析.本文采用最佳估算程序RELAP5-Mod3.4,和三环路压水堆(PWR)核电厂模型,对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行模拟,验证了采用征兆导向规程(SEOP)能够避免蒸汽发生器满溢,平衡破口压力,防止放射性泄漏,引导核电厂退防至安全状态.并根据计算分析对规程提出改进建议.

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来源
《第十四届全国反应堆热工流体学术会议》|2015年|1-5|共5页
会议地点北京
作者
Su Shou; 苏收; Yang Changjiang; 杨长江; Han Xiaofeng; 韩晓峰;
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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 TL421.1:TL364.1;
关键词
压水堆; 征兆导向规程; 蒸汽发生器; 传热管破裂;

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