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本文利用WCOBRA/TRAC热工水力分析程序，针对AP1000核电厂极限的DVI管线双端断裂事故长期冷却阶段进行计算分析，结果表明此工况下堆芯衰变热可以得到稳定的移出，堆芯水位维持稳定，没有发生堆芯裸露和燃料棒升温，论证了AP1000核电厂LOCA后长期冷却的能力。
AP1000核电厂DVI管线双端断裂事故长期冷却分析
【摘 要】
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本文利用WCOBRA/TRAC热工水力分析程序，针对AP1000核电厂极限的DVI管线双端断裂事故长期冷却阶段进行计算分析，结果表明此工况下堆芯衰变热可以得到稳定的移出，堆芯水位维持稳定
【机 构】
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上海核工程研究设计院,上海市虹漕路29号 200233
【出 处】
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2010年核电站新技术交流研讨会
【发表日期】
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2010年期
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