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先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究
被引量:
4
1
作者
彭云康
郑华
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003年第2期158-163,共6页
对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计...
对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。
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关键词
非能动
应急冷却系统
自动卸压系统
下载PDF
职称材料
题名
先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究
被引量:
4
1
作者
彭云康
郑华
机构
中国核动力研究设计院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003年第2期158-163,共6页
文摘
对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口、不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响;简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。
关键词
非能动
应急冷却系统
自动卸压系统
Keywords
Passive
Emergency core cooling system
Automatic depressurize system
分类号
TL345.1 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究
彭云康
郑华
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003
4
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