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[期刊论文] 作者：王伟伟,曹克美,戚展飞,,
来源：核技术 年份：2016
在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床,...
[期刊论文] 作者：郑尧瑶,曹克美,樊普,
来源：核科学与工程 年份：2020
在非能动核电厂的首次启动中,需要执行一次预运行试验项目,以验证核电厂系统运行与设计相一致,非能动安全系统(PXS)预运行试验需要验证已安装的部件和相关的管道、阀门能正确...
[期刊论文] 作者：曹克美,史国宝,蔡剑平,
来源：核电工程与技术 年份：2007
核电厂在小破口失水事故（SBLOCA）期间的行为受到许多参数影响，堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据，用Relap5／Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算......
[期刊论文] 作者：樊普,曹克美,徐财红,,
来源：核科学与工程 年份：2016
我国目前正在发展基于非能动技术的三代核电,为评价和改进非能动核电厂小破口失水事故在低压下棒束区的漂移流模型,采用燃料棒束换热（RBHT）试验对EPRI[6]、Cunningham-Yeh[4]模...
[期刊论文] 作者：曹臻,曹克美,王佳赟,,
来源：核技术 年份：2018
为进一步量化三层熔池结构中熔融物堆内滞留(In Vessel Retention,IVR)的不确定性,应用自主开发的程序SPIRE对某大功率电站进行了分析.分析结果表明:和两层熔池结构相比,三层...
[期刊论文] 作者：曹克美,许以全,史国宝,蔡剑平,
来源：核动力工程 年份：2009
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性，它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法，分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性，得到了反......
[期刊论文] 作者：曹克美,许以全,史国宝,蔡剑平,
来源：核动力工程 年份：2011
严重事故下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IV...
[期刊论文] 作者：顾培文,方立凯,曹克美,郑利民,
来源：核科学与技术 年份：2014
当核电厂发生严重事故后,操纵员将根据严重事故管理导则(SAMG)开展事故缓解工作,然而严重事故下的高温、高压和高辐射剂量的环境条件可能导致人员难以进入,给事故的缓解带来...
[期刊论文] 作者：曹克美,许以全,史国宝,蔡剑平,
来源：核动力工程 年份：2013
通过反应堆压力容器外水冷（ERVC）实现熔融物压力容器内滞留（IVR）是300Mw压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器（RPV）下封头内两层熔融池结构进......
[期刊论文] 作者：芦苇,史国宝,王佳赟,曹克美,张琨,
来源：原子能科学技术 年份：2021
熔融物堆内滞留(IVR)是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象.对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应......
[期刊论文] 作者：张琨,史国宝,曹克美,王佳赟,芦苇,郭宁,
来源：核科学与工程 年份：2020
熔融物堆内滞留(IVR)是大型非能动核电厂的重要严重事故缓解措施之一,压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)是该措施能否成功的关键因素,而压力容器保温层入口条件对保温层...
[期刊论文] 作者：钱方圆,邹楠,顾培文,史国宝,曹克美,李麟,,
来源：上海金属 年份：2017
使用FactSage商业软件重新评估Fe-0-U 三元体系.在考虑了已发表文献中的固液相变温度、不变平衡温度和热力学性质数据之后,得到了一组自洽的Fe -0-U三元体系热 力学参数.本评...
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