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采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析

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摘要研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

DOI 2lde8p7qd3/215717

作者陈巧艳

机构地区不详

出处《核安全》 2004年3期

关键词失水事故压水堆燃料包壳冷凝分析作用

分类 [核科学技术][辐射防护及环境保护]

出版日期 2004年03月13日（中国期刊网平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

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来源期刊

核安全

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