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本文使用CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序对大亚湾900MW核电站进行了无高压安注冷段中破口(10英寸和6英寸)失水事故分析.分析结果表明:堆芯虽然裸露,燃料元件峰值包壳温度仍然低于1204℃的验收准则值,堆芯仍然是安全的.
无高压安注中破口失水事故分析
【摘 要】
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本文使用CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序对大亚湾900MW核电站进行了无高压安注冷段中破口(10英寸和6英寸)失水事故分析.分析结果表明:堆芯虽然裸露,燃料元件峰值包壳温度仍然低于1204℃的验收准则值,堆芯仍然是安全的.
【机 构】
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北京核工业第二研究设计院,100084
【出 处】
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第六届全国新堆与研究堆学术会议
【发表日期】
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2006年8期
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