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摘要:
极限工况下的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是电厂二次侧排热能力减小引发的升温瞬态,为评价田湾5、6号机组在发生ATWS事故后的响应,本文使用RELAP5/MOD3.4程序建立核电厂事故分析模型,对田湾5、6号核电机组ATWS丧失水工况作出了分析研究.通过敏感性分析发现:主泵停运(RCP),慢化剂温度系数(MTC),稳压器安全阀(PRZ PORV)开启数量,蒸汽发生器安全阀(SG PORV)开启数量对ATWS事故工况影响较大.
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稳态
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 田湾5、6号机组丧失给水ATWS热工水力分析研究
来源期刊 核工程研究与设计 学科
关键词 ATWS 丧失给水 稳压器安全阀 蒸汽发生器安全阀
年,卷(期) 2017,(4) 所属期刊栏目 核电
研究方向 页码范围 67-69
页数 3页 分类号
字数 语种 中文
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序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 赵世熙 1 0 0.0 0.0
2 詹经祥 1 0 0.0 0.0
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研究主题发展历程
节点文献
ATWS
丧失给水
稳压器安全阀
蒸汽发生器安全阀
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期刊影响力
核工程研究与设计
双月刊
N准/京2140-981721
北京840信箱科技与国际合作部
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