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文献类型

  • 4 篇 期刊文献

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  • 4 篇 电子文献
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日期分布

学科分类号

  • 4 篇 工学
    • 4 篇 核科学与技术

主题

  • 4 篇 压力容器内滞留
  • 3 篇 堆芯熔融物
  • 2 篇 严重事故
  • 1 篇 朝下曲面
  • 1 篇 磷酸三钠
  • 1 篇 临界热流密度
  • 1 篇 硼酸
  • 1 篇 风险导向事故分析...
  • 1 篇 压力容器外水冷
  • 1 篇 恰希玛核电厂
  • 1 篇 底部重金属层

机构

  • 2 篇 上海核工程研究设...
  • 1 篇 清华大学
  • 1 篇 国核华清核电技术...
  • 1 篇 中国核动力研究设...

作者

  • 2 篇 xu yi-quan
  • 2 篇 cai jian-ping
  • 2 篇 许以全
  • 2 篇 史国宝
  • 2 篇 cao ke-mei
  • 2 篇 蔡剑平
  • 2 篇 曹克美
  • 2 篇 shi guo-bao
  • 1 篇 陆维
  • 1 篇 chen bin
  • 1 篇 胡腾
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  • 1 篇 yu hongxing
  • 1 篇 杨胜
  • 1 篇 yang sheng
  • 1 篇 chang huajian

语言

  • 4 篇 中文
检索条件"主题词=压力容器内滞留"
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三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析
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核动力工程 2013年 第4期34卷 20-22,94页
作者： 曹克美 许以全 史国宝 蔡剑平 上海核工程研究设计院 上海200233
通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3... 详细信息
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严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析
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核动力工程 2009年 第1期30卷 1-4页
作者： 曹克美 许以全 史国宝 蔡剑平 上海核工程研究设计院 上海200233
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计... 详细信息
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针对IVR-ERVC策略的朝下曲面化学水沸腾CHF特性试验
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核动力工程 2016年 第6期37卷 23-27页
作者： 杨胜 胡腾 陆维 常华健 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 北京102209 清华大学核能与新能源技术研究院 北京100084
基于大型临界热流密度（CHF）试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸（H3BO5）与磷酸三钠（Na3PO4）的化学水溶液为冷却介质,试验研究真实压力容器表面材料朝下曲面化学水沸腾的CHF特性。试验结果表明：对于SA5... 详细信息
来源： 评论
ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析
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核动力工程 2015年 第6期36卷 56-60页
作者： 关仲华 向清安 陈彬 余红星 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 详细信息
来源： 评论
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