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压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究
计算模型 第3代压水堆 源项 冷却剂丧失事故
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2021/2/26
根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理，建立了完整的LOCA放射性源项计算模型，并对模型计算结果进行对比分析，最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内，与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内，本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型，安全壳内核...
冷却剂喷放过程是失水事故（LOCA）的重要过程之一，研究冷却剂喷放过程的热工水力特性对认识LOCA以及预测事故后放射性源项迁移过程有着重要意义。本文利用FLUNET软件建立冷却剂喷放数值计算模型，并对其进行验证。利用模型研究喷口直径、喷放距离和喷放压力等喷放参数对计算域内流场温度、液滴速度和蒸汽流速等特性的影响。研究结果表明：喷口直径的提高使得喷放参数均有提高；随喷放距离的增大，流场温度和液滴速度...
船用核动力设备LOCA鉴定曲线
船用核动力 LOCA 鉴定曲线
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2018/3/28
LOCA（冷却剂丧失事故）鉴定曲线是LOCA试验的核心，要同时考虑各种失水事故的温度压力峰值和鉴定试验的可行性；介绍了LOCA鉴定装置及LOCA鉴定曲线，分析了建立适合船用核动力设备的LOCA鉴定曲线的必要性，通过模拟船用核反应堆多种破口失水事故，分析了LOCA事故后堆舱温度压力变化情况，在此基础上建立了合理的LOCA鉴定曲线；该曲线具有合适的包络性和经济性，为今后的鉴定试验打下基础。
Regulatory Scenario for the Acceptance of Uncertainty Analysis Methodologies for the LB-LOCA and the Brazilian Approach
LB-LOCA Brazilian Approach
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2009/9/3
The task of regulatory body staff reviewing and assessing a realistic large break loss-of-coolant accident evaluation model is discussed, facing the actual regulatory licensing environment related to ...
An Overview of Westinghouse Realistic Large Break LOCA Evaluation Model
Westinghouse Realistic LOCA Evaluation Model
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2009/9/3
Since the 1988 amendment of the 10 CFR 50.46 rule in 1988, Westinghouse has been developing and applying realistic or best-estimate methods to perform LOCA safety analyses. A realistic analysis requir...