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安全壳直接加热(DCH)是压水堆核电厂严重事故中的主要现象之一,可能导致安全壳早期失效、大量放射性释放的严重后果.国际上的核安......
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文......
安全壳直接加热（DC H ）是导致安全壳早期失效的潜在因素，本文应用基于风险导向的事故分析方法（ROAAM），对堆芯碎片中UO2的质量和Zr的氧化......
本文以福建福清一期核电厂为目标电厂,利用以双隔间平衡法和拉丁超立方抽样为基础而开发的计算程序,对安全壳直接加热（DCH）的严重事......
利用MAAP4程序对方家山核电站进行建模,针对事故后果较为严重的小破口事件进行了计算分析,得到了假设事故下电厂系统的反应以及相......
分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列......
