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《中国核科学技术进展报告——中国核学会2009年学术年会论文集(第一卷·第3册)》2009年
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堆芯失流事故下OTSG热工水力特性研究

邱金荣  王会  宋飞飞  
【摘要】:直流蒸汽发生器(OTSG)是核动力装置的关键设备,事故下的OTSG热工水力特性直接关系到反应堆的安全。通过选用合适的热工水力学模型,建立分析程序,计算失流事故下一回路参数对控制棒插入延迟时间的响应,结论为:延迟时间越长OTSG的热工参数就会变化越剧烈,当控制棒插入堆芯延迟时间超过2s,则堆芯出口将出现短暂沸腾。为了反应堆的运行安全,应当将控制棒插入堆芯的延迟时间控制在堆芯半流量出现后的2s之内。
【作者单位】:武汉第二船舶设计研究所
【分类号】:TL353.13

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