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全面描述了对来自法国原子能委员会(简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作,并在此基础上介绍了该程序在中国实验......
高能管道双端断裂危害性分析是核电站常规岛安全设计的关键内容.本文在总结核电站常用管道双端断裂危害性分析方法的基础上,针对高......
AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RE......
压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后......
