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[期刊论文] 作者：戴传曾,,
来源：核科学与工程 年份：1984
一、引言经过20多年的发展,到现在,世界上已有300多座商用核电站投入运行,积累了2500堆年以上的运行经验。这些总能力近2×10~8kW的核电站投产后,还没有发生过直接死亡事故,...
[期刊论文] 作者：李吉根，俞尔俊，戴传曾,
来源：核科学与工程 年份：1996
用RELAP5／MOD2程序和MARCH3程序对秦山核电厂多种假想SGTR事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置......
[期刊论文] 作者：李吉根,俞尔俊,戴传曾,,
来源：核科学与工程 年份：1990
用RELAP 5/MOD 1程序对秦山核电厂多种假想SBLOCA进行了计算,分析了该电厂的典型SBLOCA瞬态性状和物理现象及多种有关因素的影响。...
[期刊论文] 作者：任俊生,俞尔俊,戴传曾,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1989
利用RETRAN02程序对秦山核电厂的主蒸汽管破裂(MSLB)为初因事件的各序列瞬态进行了初步研究,以判明哪些序列会导致堆芯熔化,或存在可能性,并找出需进一步研究的问题。研究的...
[期刊论文] 作者：王晓航,濮继龙,戴传曾,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1987
完全丧失蒸发器给水瞬变合并ECC系统及(或)其他系统失效,将导致堆芯严重损坏。作者利用核电厂系统分析程序RELAP5/MOD1对300MW秦山核电厂此类严重瞬变作了研究,并研究了操作...
[期刊论文] 作者：李吉根,俞尔俊,戴传曾,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1989
用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)所致严重事故的早期瞬态过程进行了研究,分析了应急堆芯冷却系统(ECCS)和辅助给水(AFW)系统在事故缓解中的作用,...
[期刊论文] 作者：许汉铭,任俊生,胡志琦,戴传曾,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1989
这一研究的主要目的是计算秦山核电厂假想严重事故的源项。秦山核电厂是我国自行设计的第一座核电厂,它的某些参数与国外压水堆常用设计值相比有一定差异,这些差异对源项的...
[期刊论文] 作者：戴传曾,许汉铭,任俊生,胡志绮,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1990
本研究工作利用源项程序包STCP MOD1.1计算了四种事故序列S_2DCR,S_2DCF1,S_2DCF2和TMLU。其中分别考虑了小破口失水事故和瞬态事故,安全壳早期和晚期失效,以及喷淋在注入阶...
[期刊论文] 作者：戴传曾rrrrrrrrrrn,叶春堂rrrrrrrrrrn,张焕乔rrrrrrrrrrn,黄治俭rrrrrrrrrrn,周友朴rrrrrrrrrrn,朱家瑄,
来源：原子能科学技术 年份：1959
去年大跃进中,我们设计并制成了一台平面中子晶体谱仪。本文将简略地介绍这台仪器的概貌和初步调整后的性能以及在调整过程中所得到的初步结果。 限于篇幅,我们不准备再重复...
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