【摘 要】
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前言 当前反应堆安全研究工作主要集中在失水事故上。堆芯危急冷却系统的任务是提供必要的冷却条件,以保证元件在事故情况下不致于发生损坏。所以再淹没对失水事故及水堆安
【机 构】
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中国科学院原子能研究所,中国科学院原子能研究所,中国科学院原子能研究所,中国科学院原子能研究所
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前言 当前反应堆安全研究工作主要集中在失水事故上。堆芯危急冷却系统的任务是提供必要的冷却条件,以保证元件在事故情况下不致于发生损坏。所以再淹没对失水事故及水堆安全具有重要意义。本文对管状试验段底部再淹没过程进行了试验研究,分析了淹没速率、初始壁温、加热功率、入口水温、表面氧化等因素对骤冷与回转的影响,提出了计算再湿速度的半经验公式。
Preface The current research work on reactor safety mainly focuses on water loss accidents. The mission of a core emergency cooling system is to provide the necessary cooling conditions to ensure that the components are not damaged in the event of an accident. So again submerged water loss accidents and water reactor safety is of great significance. In this paper, the re-submergence at the bottom of the tubular test section was studied. The effects of submergence rate, initial wall temperature, heating power, inlet water temperature and surface oxidation on the quench and turndown were analyzed. A semi-empirical formula.
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