【摘 要】
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为了分析新型转换堆(ATR)的下降段大破口失水事故,利用建立在日本动力堆和核燃料开发集团,大洗工程中心的ATR安全分析实验回路,于1986年10月进行了三次不同破口直径的ATR下降
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为了分析新型转换堆(ATR)的下降段大破口失水事故,利用建立在日本动力堆和核燃料开发集团,大洗工程中心的ATR安全分析实验回路,于1986年10月进行了三次不同破口直径的ATR下降段大破口失水事故实验。用大破口LOCA计算程序SENHOR和HEATUP对这三个实验进行了分析计算,并对一些实验现象进行了讨论。
In order to analyze the large breakwater loss event at the descending section of the new conversion reactor (ATR), three different breaking diameter tests were carried out in October 1986 using the ATR safety analysis test circuit established at the Japan Power Station and Nuclear Fuel Development Group, ATR drop segment big break water loss accident experiment. The three experiments were analyzed and calculated using the large-break LOCA calculation program SENHOR and HEATUP, and some experimental phenomena were discussed.
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