日本原子能研究所水堆失水事故研究现状

Research on Loss-of-Coolant Accident in JAEI

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摘要一、概述日本核电发展较快,其发电量约占总发电量的25％,其中水堆居多数,为开发先进的PWR和安全运行现有的水堆(PWR,BWR),政府特别重视反应堆安全研究工作。水堆安全传热研究集中在日本原子能研究所(JAERI,下称原研)和动燃事业团大洗研究中心。原研近20年执行了庞大的水堆安全传热研究计划——ROSA计划(Rig of

作者丛者宝

机构地区西南反应堆工程研究设计院

出处《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第2期85-89,F003,共6页 Nuclear Power Engineering

关键词水堆事故回路密封日本 LSTF装置 LSTF, SB-LOCA, Collapse Water Level, Loop Seal.

分类号 TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]

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1Titov,VF,张富源.苏联1000MWe奈水堆蒸汽发生器的维修与更换[J].国外核动力,1991(4):5-8.
2简单经济安全的新型水堆[J].图书馆报导,1992(3):18-20.
3Shira.,T,闵晓梅.用于新型压水堆的改进型安注箱[J].国外核动力,1994,15(5):63-64.
4贾明,马吉增.日本高放废物处置研究现状——中国高放废物处置安全评价访日团考察报告[J].辐射防护通讯,1991(3):15-18.
5李韡.简化型轻水堆研究现状[J].国外核新闻,2000(2):10-15.
6朱英丽.日本原子能研究所开展的退役及去污计划[J].核工程研究与设计,2001(38):18-21.
7陈璋如.日本的核电和核废物处置及其研究现状[J].铀矿地质,1995,11(4):254-256.
8陈望春,孙元珍,毕安泰.锆水反应氢释放量测量[J].中国原子能科学研究院年报,1992(1):182-183.

核动力工程

1989年第2期

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