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日本福岛核电厂核泄漏事故后，核电厂严重事故下氢气风险及控制问题再一次成为业界关注的热点。对于先进压水堆而言，非能动安全特性是......
针对大亚湾核电站900MW压水堆，采用一体化严重事故分析工具，对小破口冷却剂丧失（SB-LOCA）始发严重事故进行模拟，分析了不同破口尺寸和破......
采用MELCOR程序，以600MW级核电厂为研究对象，在以大破口失水事故为始发事件的严重事故中，针对不同的破口尺寸及破口位置对堆芯内锆．水......
本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破......
AP1000核电厂发生严重事故时,如果冷却剂丧失,反应堆堆芯得不到足够的冷却,堆芯燃料元件和结构材料在燃料衰变热的作用下,温度将持......
应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序......
