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核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

     
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摘要

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器.本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算.仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具.

著录项

  • 来源
    《原子能科学技术》|2005年第3期|240-245|共6页
  • 作者

    林萌; 苏云; 胡锐; 杨燕华;

  • 作者单位

    上海交通大学,机械与动力学院,核科学与系统工程系,上海,200030;

    上海交通大学,机械与动力学院,核科学与系统工程系,上海,200030;

    上海交通大学,机械与动力学院,核科学与系统工程系,上海,200030;

    上海交通大学,机械与动力学院,核科学与系统工程系,上海,200030;

  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 chi
  • 中图分类 TL364.4;
  • 关键词

    SGTR; CHASHMA核电站; 事故仿真; 安全分析;

  • 入库时间 2022-08-18 01:36:21

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