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题名燃料组件在地震和失水工况下的结构动力反应分析
被引量：13
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作者
谢永诚
姚伟达
姜南燕
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机构
上海核工程研究设计院
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2002年第A02期139-147,共9页
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基金
核电站主设备地震加失水事故下反应分析研究
H59150
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文摘
反应堆堆芯燃料组件是核电厂中的核心部件,在核电厂地震和失水事故联合作用下进行详细动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全评审的要求。本研究重点是在近20年有关燃料组件地震加失水事故下反应分析和试验研究基础上进行的综合性研究,形成完整的分析和评定系统。该研究成果已成功地应用在秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万千瓦级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。
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关键词
失水工况
结构动力反应
反应堆
燃料组件
地震
安全
设计
核电厂
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Keywords
Reactor
Fuel assemblies
Earthquake
LOCA
Dynamic analysis
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分类号
TL352
[核科学技术—核技术及应用]
TL364.4
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题名直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究
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作者
卢冬华
尹飞
陈骏
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机构
中国核动力研究设计院
西安交通大学多相流国家重点实验室
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2002年第4期296-302,共7页
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文摘
失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 。
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关键词
下降环腔
射流传热
试验研究
反应堆
压力容器
直接安注
流动
传热
失水事故工况
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Keywords
RPV
safety injection
heat transfer
jet
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分类号
TL364.4
[核科学技术—核技术及应用]
TL33
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