作者：尹莎莎; 罗涵禹; 秋穗正; 黄伟; 陈志辉; ...严重事故波动管melcor破口失水
摘要：针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明:波动管破口尺寸为0.002 m~2时,事故进程最为严重,该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。
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《核动力工程》（CN：51-1158/TL）是一本有较高学术价值的大型双月刊，自创刊以来，选题新奇而不失报道广度，服务大众而不失理论高度。颇受业界和广大读者的关注和好评。 《核动力工程》综合介绍国内外核动力科学技术在理论研究、实验技术、工程设计、运行维修、安全防护、设备研制等方面的最新成果和发展动态，促进国内外学术交流，加快我国核动力事业的发展，为现代化建设服务。
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