本文主要研究内容
作者朱大欢,邓纯锐,吴清,向清安,刘昌文,冷贵君,张明,侯丼强,张晓华,陈彬,关仲华,武铃珺,邹志强,王小吉,张震（2019）在《华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究》一文中研究指出：华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。
Abstract
hua long yi hao fan ying dui cai yong dui qiang zhu shui leng que ji tong zuo wei yan chong shi gu de guan jian huan jie cuo shi ,tong guo ya li rong qi wai bu leng que shi xian rong rong wu ya li rong qi nei zhi liu (IVR)。zhen dui ji tong de an quan te xing kai zhan le shen ru de yan jiu lun zheng ,bao gua yan chong shi gu xu lie fen xi 、rong rong wu shi xiao qian yi hang wei yan jiu 、lin jie re liu mi du (CHF)shi yan yi ji ji yu CISERcheng xu de re gong you xiao xing lun zheng 。jie guo biao ming ,hua long yi hao dui qiang zhu shui leng que ji tong (CIS)ju you zu gou an quan yu liang ,zai yan chong shi gu xia ke bao zheng ya li rong qi de wan zheng xing 。
论文参考文献
论文详细介绍
论文作者分别是来自核动力工程的朱大欢,邓纯锐,吴清,向清安,刘昌文,冷贵君,张明,侯丼强,张晓华,陈彬,关仲华,武铃珺,邹志强,王小吉,张震，发表于刊物核动力工程2019年S1期论文，是一篇关于熔融物堆内滞留论文,严重亊故论文,临界热流密度论文,华龙一号反应堆论文,核动力工程2019年S1期论文的文章。本文可供学术参考使用，各位学者可以免费参考阅读下载，文章观点不代表本站观点，资料来自核动力工程2019年S1期论文网站，若本站收录的文献无意侵犯了您的著作版权，请联系我们删除。
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