1. Trang chủ
  2. » Luận Văn - Báo Cáo

Mô hình và phân tích sự cố vỡ ống bình sinh hơi lò VVER 1000

70 40 0

Đang tải... (xem toàn văn)

Tài liệu hạn chế xem trước, để xem đầy đủ mời bạn chọn Tải xuống

THÔNG TIN TÀI LIỆU

Thông tin cơ bản

Định dạng
Số trang 70
Dung lượng 1,87 MB

Nội dung

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN - NGUYỄN THỊ CẨM NHUNG MƠ HÌNH VÀ PHÂN TÍCH SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI LÒ VVER-1000 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Hà Nội - 2013 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN - NGUYỄN THỊ CẨM NHUNG MƠ HÌNH VÀ PHÂN TÍCH SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI LÒ VVER-1000 Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân lượng cao Mã số: 06440106 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS LÊ CHÍ DŨNG Hà Nội – 2013 Lời cảm ơn Luận văn kết trình học tập Trường Đại học Khoa học Tự nhiên - Đại học Quốc gia Hà Nội trình tham gia thực tập làm khóa luận thân Cục An toàn xạ hạt nhân suốt thời gian qua Với tình cảm chân thành, em xin bày tỏ lòng biết ơn đến q thầy giáo tham gia giảng dạy lớp chuyên ngành Vật lý hạt nhân nguyên tử lượng cao, khóa 2011-2013, khoa Vật Lý – Trường Đại học Khoa học Tự nhiên – ĐHGQHN, Cục An toàn xạ hạt nhân tận tình giúp đỡ, tạo điều kiện cho em q trình học tập hồn thành luận văn Đặc biệt em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến TS Lê Chí Dũng - Phó Cục trưởng Cục An tồn xạ hạt nhân giảng dạy truyền đạt kiến thức chuyên ngành, kinh nghiệm vô quý báu nghiên cứu khoa học giúp em thực hoàn thành luận văn thời gian vừa qua Em xin chân thành cảm ơn Lãnh đạo Phòng An tồn hạt nhân, cảm ơn thạc sĩ Nguyễn Hoàng Anh chuyên viên Phòng An tồn hạt nhân- Cục An tồn xạ hạt nhân nhiệt tình bảo hướng dẫn cho em nhiều kiến thức bổ ích an tồn hạt nhân suốt q trình nghiên cứu luận văn Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn không tránh khỏi thiếu sót, mong nhận ý kiến đóng góp bổ sung q thầy Hà Nội, tháng 11 năm 2013 Học viên Nguyễn Thị Cẩm Nhung MỤC LỤC DANH MỤC TỪ VIẾT TẮT DANH MỤC BẢNG BIỂU DANH MỤC HÌNH VẼ DANH MỤC THUẬT NGỮ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN MỞ ĐẦU CHƢƠNG 1: LÝ THUYẾT TÍNH TỐN THỦY NHIỆT 1.1 Mơ hình thủy động hỗn hợp hai thành phần 1.2 Mơ hình dẫn nhiệt chiều 12 1.3 Kết luận 12 CHƢƠNG 2: LÒ PHẢN ỨNG VVER-1000 VÀ SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI 13 2.1 Lò phản ứng VVER-1000 13 2.2 Tổng quan cố vỡ ống bình sinh 21 2.3 Lựa chọn điều kiện ban đầu kiện khởi phát cho phân tích cố vỡ ống bình sinh 24 CHƢƠNG 3: CHƢƠNG TRÌNH TÍNH TỐN THỦY NHIỆT RELAP5 26 3.1 Tổng quan chương trình RELAP5 26 3.2 Cấu trúc chương trình RELAP5 27 3.3 Cách chạy chương trình RELAP5 .45 CHƢƠNG IV: PHÂN TÍCH SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI SỬ DỤNG CHƢƠNG TRÌNH RELAP5 46 4.1 Mơ bình sinh RELAP5 46 4.2 Phân tích cố vỡ ống bình sinh 53 KẾT LUẬN KIẾN NGHỊ 60 TÀI LIỆU THAM KHẢO 61 PHỤ LỤC 64 DANH MỤC TỪ VIẾT TẮT APS- Auto Pressure System: Hệ thống áp suất tự động ECCS- Emergency Core Cooling System: Hệ thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp HPI- Hight Pressure Injection: Tiêm cao áp LOCA-Loss of Coolant Accident: Sự cố chất tải nhiệt SGTR- Steam Generator Tube Rupture: Vỡ ống bình sinh PORV- Power operated relief valves: Van an tồn hoạt động cơng suất DANH MỤC BẢNG BIỂU Bảng 2.1: Một số thông số vận hành bình thường bình sinh 15 Bảng 2.2: Các thơng số hình học bình sinh 16 Bảng 2.3: Dữ liệu bó ống 17 Bảng 2.4: Các thơng số lò phản ứng điều kiện hoạt động bình thường 23 Bảng 3.1: Định dạng thẻ RELAP5 29 Bảng 3.2: Các card input cho thành phần thủy động 34 Bảng 3.3: Các card input cho cấu trúc nhiệt 39 Bảng 4.1: Vòng sơ cấp bình sinh 46 Bảng 4.2: Vòng thứ cấp bình sinh 48 DANH MỤC HÌNH VẼ Hình 2.1: Mơ hình hoạt động nhà máy điện hạt nhân VVER-1000/AES 13 Hình 2.2: Mơ tả tổng quan bình sinh lò VVER-1000 14 Hình 2.3: Mặt cắt dọc bình sinh 15 Hình 2.4: Vị trí thường bị ăn mòn mạnh ống chữ U bình sinh 22 Hình 3.1: Cấu trúc chương trình RELAP5 26 Hình 3.2: Cách chia mắt lưới cấu trúc nhiệt 39 Hình 4.1: Sơ đồ nút hóa bình sinh VVER-1000 RELAP5 49 Hình 4.2: Khối điều khiển van lập bình sinh 50 Hình 4.3: Khối điều khiển bơm cấp nước làm mát 50 Hình 4.4: Khối điều khiển hệ thống tiêm nước cấp cao áp 51 Hình 4.5: Khối điều khiển hệ thống tiêm nước cấp thấp áp 51 Hình 4.6: Khối điều khiển van điều khiển đường 51 Hình 4.7: Khối điều khiển van xả đường 52 Hình 4.8: Lưu lượng dòng qua vết vỡ 53 Hình 4.9: Áp suất vòng sơ cấp 54 Hình 4.10: Cơng suất lò phản ứng 54 Hình 4.11: Lưu lượng dòng qua bơm nước cấp 55 Hình 4.12: Lưu lượng đường sau xảy cố 56 Hình 4.13: Áp suất bình sinh bình xảy vỡ ống bình nguyên vẹn 57 Hình 4.14: Lưu lượng nước cấp hệ thống tiêm nước cao áp 58 Hình 4.15: Nhiệt độ tâm bề mặt vỏ nhiên liệu 59 DANH MỤC THUẬT NGỮ VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN Thuật ngữ tiếng Anh Thuật ngữ tiếng Việt Giải thích thuật ngữ Accumulator Bình nước dự trữ Cold leg Core barrel Core bypass Một thành phần hệ thống bơm nước làm mát vùng hoạt khẩn cấp Kênh dẫn nước từ bình sinh đến khoang lưu hồi Kênh lạnh Vách ngăn vùng Vách ngăn vùng hoạt với khoang lưu hồi hoạt Dòng tắt qua vùng hoạt Dòng ống dẫn bó nhiên liệu, khe hở vành phản xạ,… không tiếp xúc với vỏ nhiên liệu, dẫn lên khoang vùng hoạt để làm mát điều khiển Core vessel Vỏ thùng lò Vỏ thùng lò áp lực Downcomer Khoang lưu hồi Hot leg Kênh nóng Loop seal Phần ống chữ U Phần ống khoang lối bình sinh kênh làm mát bơm vòng sơ cấp Lower plenum Khoang vùng hoạt Pressurizer Bình điều áp Khoang nằm vỏ thùng lò vách ngăn vùng hoạt Kênh dẫn nước từ khoang vùng hoạt đến bình sinh Khoang phía vùng hoạt, dẫn nước mát từ khoang lưu hồi vào vùng hoạt Bình điều chỉnh áp suất vòng sơ cấp MỞ ĐẦU Căn nhu cầu điện phục vụ cho phát triển kinh tế- xã hội, năm 2009 Quốc hội thông qua việc xây dựng nhà máy điện hạt nhân dự kiến Ninh Thuận vào năm 2014, nhằm đối phó với tình trạng thiếu hụt nguồn lượng điện tượng nóng lên trái đất tương lai Loại công nghệ dự kiến cho nhà máy điện hạt nhân nước ta loại lò VVER-1000 Liên bang Nga Ngun lý loại cơng nghệ lò tương tự loại cơng nghệ lò nước áp lực PWR sử dụng phổ biến nước châu Âu, Mỹ Nhật… Điểm khác biệt loại cơng nghệ nằm bình sinh Với loại lò VVER-1000 bình sinh nằm ngang, với loại lò PWR bình sinh thẳng đứng Từ trước tới nay, để đảm bảo độ an toàn hạt nhân cho nhà máy điện hạt nhân trước vận hành, nước châu Âu Mỹ xây dựng chương trình thủy nhiệt mơ tai nạn xảy hệ thống lò PWR có bình sinh thẳng đứng dùng để xây dựng tiêu chí an tồn cho nhà máy điện sử dụng loại cơng nghệ này, ví dụ như: chương trình RELAP5 Mỹ, CATHARE2 Pháp,… Do đó, thời gian gần việc sử dụng chương trình tính tốn thủy nhiệt khơng phải nước Nga nhằm kiểm tra mô cố, tai nạn bình sinh cho loại cơng nghệ lò VVER1000 vấn đề thời Việc nghiên cứu loại cố giúp cho thẩm định thiết kế an toàn cho đặc trưng loại bình nằm ngang, kiểm tra xem loại công nghệ đáp ứng phần trăm tiêu chuẩn an toàn châu Âu Mỹ Cho tới nay, Việt Nam chưa có đánh giá hồn chỉnh hay mơ cố vỡ ống bình sinh loại lò VVER-1000 Mục tiêu Luận văn sau: - Nâng cao lực phân tích cố vỡ ống bình sinh hơi, góp phần phục vụ cho cơng việc thẩm định an tồn hạt nhân cho lò phản ứng VVER-1000; - Khai thác sử dụng chương trình tính tốn thơng số thủy nhiệt có cố vỡ ống bình sinh nhà máy điện hạt nhân Luận văn tập trung vào nội dung nghiên cứu sau: - Nghiên cứu tổng quan cố vỡ ống bình sinh lò phản ứng VVER-1000; - Nghiên cứu ảnh hưởng cố vỡ ống bình sinh lên thơng số thủy nhiệt vòng sơ cấp; - Nghiên cứu làm giảm nhẹ hậu cố vỡ ống bình sinh dựa hệ thống an toàn thụ động, hệ thống phun phụ trợ van tự động bình điều áp Hình 4.7: Sơ đồ khối điều khiển van xả đường Các khối điều khiển hình thành từ tham số điều khiển trip Các tham số điều khiển xác định tham số cần thiết để kích hoạt hệ thống an tồn hệ thống bảo vệ, sau trip so sánh với giá trị với điểm thiết lập hệ thống an toàn hệ thống bảo vệ, giá trị đạt tới giá trị thiết lập tín hiệu kích hoạt phát nhằm kích hoạt hoạt động hệ thống bảo vệ hệ thống an toàn Có loại trip trip lơgic trip biến thiên [4] 4.2 Phân tích cố vỡ ống bình sinh Sự cố vỡ ống bình sinh mô sau: Mô tiến hành 1000 giây cho cố vỡ ống, thời điểm giây xảy cố vỡ đơi ống bình sinh với kích thước vết vỡ 0,01 m2 Tại thời điểm trước vỡ ống, lò phản ứng hoạt động điều kiện thơng thường với thông số điều kiện biên điều kiện ban đầu 53 Diễn biễn mô cố dự đoán RELAP sau: - Sau xảy cố, chênh lệch áp suất nước từ vòng sơ cấp rò rỉ qua vòng thứ cấp với vận tốc lên cỡ 570 kg/s Hình 4.8 Hình 4.8: Lưu lượng dòng qua vết vỡ - Dòng rò rỉ làm cho áp suất vòng sơ cấp giảm từ 15,72 MPa xuống đến 7,8 MPa sau 250 giây Hình 4.9 54 Hình 4.9: Áp suất vòng sơ cấp - Khi áp suất giảm xuống 14,55 MPa hệ thống dập lò kích hoạt tín hiệu áp suất thấp vòng sơ cấp, cơng suất nhiệt lò giảm nhanh từ 3000 MWt xuống khoảng 200 MWt Hình 4.10 Hình 4.10: Cơng suất lò phản ứng 55 - Tín hiệu dừng bơm kích hoạt sau dập lò lưu lượng dòng chất làm mát qua bơm nước cấp giảm cực nhanh từ cơng suất bơm danh định Hình 4.11 Hình 4.11: Lưu lượng dòng qua bơm nước cấp - Tại thời điểm 2,3 giây sau dừng lò, van lập bình sinh kích hoạt đồng thời ngừng bơm nước cấp, lưu lượng bình sinh giảm cực nhanh từ giá trị 1600 kg/s xuống kg/s thể Hình 4.12 56 Hình 4.12: Lưu lượng đường sau xảy cố - Do van cô lập sinh đóng dẫn đến áp suất bình sinh tăng nhanh tín hiệu van xả bình sinh kích hoạt làm cho lưu lượng qua van xả bình sinh tăng vọt từ giá trị kg/s lên tới 621 kg/s, sau tiếp tục tăng giảm phụ thuộc vào q trình đóng mở van xả bình sinh Hình 4.13 Đối với bình sinh nguyên vẹn lưu lượng qua van xả bình sinh thay đổi phụ thuộc vào van đóng/mở van mơ tả Hình 4.13 Sự thay đổi áp suất bình sinh thể Hình 4.13 57 Hình 4.13: Áp suất bình sinh bình xảy vỡ ống bình ngun vẹn Từ hình vẽ ta quan sát áp suất bình sinh xảy vết vỡ áp suất bình nguyên vẹn Đối với bình sinh xảy vết vỡ (đường đồ thị p-404010000), áp suất ban đầu tăng vọt từ giá trị ban đầu 6,71 MPa đến giá trị 8,69 MPa van lập bình sinh kích hoạt, sau thời điểm 23 giây có tín hiệu kích hoạt van xả nên áp suất giảm mạnh mức 7,1 MPa, sau có thăng giáng phụ thuộc vào việc van xả đóng hay mở Đối với bình sinh ngun vẹn (đường đồ thị p-104010000) thời điểm ban đầu, van lập bình sinh kích hoạt dẫn tới áp suất bình sinh nguyên vẹn tăng lên, thăng giáng phụ thuộc vào việc đóng van xả an toàn, giảm dần theo thời gian mốc 6,0 MPa - Khi áp suất vòng sơ cấp nhỏ 10,8 MPa, hệ thống tiêm nước cao áp kích hoạt nhằm bơm nước làm mát vào vùng hoạt bù lại lượng chất tải nhiệt bị thất Hình 4.14 58 Hình 4.14: Lưu lượng nước cấp hệ thống tiêm nước cao áp Từ Hình 4.14 ta thấy, lưu lượng nước làm mát hệ thống tiêm nước cao áp tăng vọt lên đến giá trị 43 kg/s sau hệ thống kích hoạt dao động nhỏ xung quanh giá trị - Hình 4.15 thể nhiệt độ tâm (đường Httemp-845000801) bề mặt nhiên liệu (đường Httemp-845000808) Hình 4.15 Nhiệt độ tâm bề mặt vỏ nhiên liệu 59 Từ hình vẽ ta thấy sau dập lò nhiệt độ nhiên liệu giảm mạnh 20 giây đầu, nhiên lúc nhiệt phân rã nhiều, sau nhiệt độ giảm dần mức 550 K thời điểm 1000 giây sau xảy cố Như sau xảy cố vỡ ống, nhiệt độ nhiên liệu trì giới hạn nóng chảy nhiên liệu 4.3 Kết luận Theo kết phân tích cho thấy sau xảy cố hệ thống bảo vệ hệ thống an tồn kích hoạt nhằm đảm bảo việc làm mát lâu dài nhiệt độ nhiên liệu trì giới hạn nóng chảy 60 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Luận văn nêu được: - Các vấn đề cố vỡ ống bình sinh hơi, nguyên nhân cách giảm thiểu cố - Xem xét phân loại cố vỡ ống bình sinh quan pháp quy nước từ xét cố vỡ ống bình sinh cố cần phải đánh giá phân tích an tồn - Đưa thơng tin lò phản ứng VVER-1000, đưa điều kiện ban đầu, điều kiện biên, kiện khởi đầu cố vỡ ống bình sinh cho lò VVER-1000 - Nghiên cứu đưa mơ hình mơ bình sinh chương trình RELAP Việc áp dụng chương trình tính tốn thủy nhiệt RELAP cho cố vỡ ống bình sinh lò VVER-1000 với điều kiện ban đầu, điều kiện biên, cố khởi phát thực luận văn Kết phân tích cho thấy sau xảy cố hệ thống bảo vệ hệ thống an toàn kích hoạt nhằm đảm bảo việc làm mát lâu dài, nhiệt độ nhiên liệu trì nhiệt độ nóng chảy Hướng nghiên cứu kết nghiên cứu cho Luận văn trường hợp có sai hỏng đơn lẻ để đánh giá tính dự phòng, đa dạng hệ thống bảo vệ Đặc biệt, q trình sử dụng Chương trình tính tốn thủy nhiệt RELAP5 để phân tích an tồn cho lò VVER-1000 61 TÀI LIỆU THAM KHẢO Fletcher C D., Schultz R R (1995), RELAP5/MOD3 CODE MANUAL, Vol V User’s Guidelines IAEA (2004), Status of advanced light water reactor design, Austria Lamarsh J R (1996), Theory of nuclear reactors, American Nuclear Society Neil E Tpdreas, Mujid S Kazimi (1990), Nuclear systems I-Thermal Hydraulic Fundamentals, America Nematollahi M R., Mozaffari M A (2007), Typical steam generator tube rupture (SGTR) effect on thermo-hydraulic parameters of VVER-1000 primary loop, Engineering school of Shiraz University US Department of Energy (2002), VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, Vol I Main Coolant Pump 62 63 PHỤ LỤC =SGTR *m: SNAP: Symbolic Nuclear Analysis Package, Version 2.2.2, January 02, 2013 *m: PLUGIN: RELAP Version 4.3.0 *m: CODE:RELAP5 Version 3.3 * Model Options * ****************************** * type state 100 restart transnt * option 101 * run iunits 102 si 103 -1 * tend ounits si minstep 201 200.0 1.0e-6 maxstep copt pfreq majed rsrtf 0.01 100 100 ******************************* * Variable Trips * ******************************* * var param r var param acon l 402 time lt null 0.0 n 530 time ge null 0.0 n ************************************* * Hydraulic Components * ************************************* * name type 64 100 0010000 "Breach" * valve from to area 0010101 421030003 401010001 0.01 * fwd loss 0010102 * 0.0 * 0010201 * efvcahs 0.0 discharge 0010103 rev loss 1.0 100 thermal 0.14 flow vl vv 0.0 0.0 unused 0.0 type 0010300 trpvlv * trip 0010301 530 * name 8240000 "make-up" * 8240101 * 8240200 type tmdpjun from 823010001 control to area 825010001 3.01907e-3 trip alpha 402 cntrlvar mfl mfv num 11 * srch 8240201 -1.0 0.0 0.0 0.0 8240202 0.0 22.146 0.0 0.0 8240203 6.0 22.146 0.0 0.0 8240204 8.37 22.146 0.0 0.0 8240205 8.4 19.146 0.0 0.0 8240206 8.45 17.146 0.0 0.0 8240207 8.55 15.53 0.0 0.0 65 unused jefvcahs 8240208 8.65 12.38 0.0 0.0 8240209 8.77 8.19 0.0 0.0 8240210 8.82 7.5 0.0 0.0 8240211 8.9 4.19 0.0 0.0 8240212 9.0 0.0 0.0 0.0 8240213 12.75 0.0 0.0 0.0 * name type 8270000 "drain-l" tmdpjun from to * 8270101 * 8270200 826010002 area 828010001 3.0191e-3 control trip alpha num 402 cntrlvar 11 * srch mfl mfv unused 8270201 -1.0 0.0 0.0 0.0 8270202 3.5 0.0 0.0 0.0 8270203 4.0 1.18 0.0 0.0 8270204 4.5 1.17 0.0 0.0 8270205 5.0 1.17 0.0 0.0 8270206 5.5 1.16 0.0 0.0 8270207 6.0 1.18 0.0 0.0 8270208 6.5 1.417 0.0 0.0 8270209 7.0 1.567 0.0 0.0 8270210 7.4 1.8 0.0 0.0 8270211 7.9 2.306 0.0 0.0 8270212 8.57 6.717 0.0 0.0 8270213 8.67 7.323 0.0 0.0 8270214 8.77 8.19 0.0 0.0 66 jefvcahs 8270215 8.85 12.145 0.0 0.0 8270216 9.0 17.383 0.0 0.0 8270217 9.2 22.771 0.0 0.0 8270218 12.75 22.771 0.0 0.0 67 ... (US.NRC) cố vỡ ống bình sinh phân loại sau: 23 - Vỡ ống bình sinh xếp vào nhóm cố cấp 3; - Vỡ hai ống bình sinh xếp vào nhóm cố cấp 4; - Vỡ nhiều ống bình sinh khơng thể lập bình sinh bị vỡ xếp vào cố. .. mơ cố vỡ ống bình sinh loại lò VVER- 1000 Mục tiêu Luận văn sau: - Nâng cao lực phân tích cố vỡ ống bình sinh hơi, góp phần phục vụ cho cơng việc thẩm định an tồn hạt nhân cho lò phản ứng VVER- 1000; ... CHƢƠNG2: LÒ PHẢN ỨNG VVER- 1000 VÀ SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI 2.1 Lò phản ứng VVER- 1000 VVER- 1000 dạng lò phản ứng nước áp lực với chất làm chậm làm mát nước Một số thơng số nhà máy điện VVER- 1000

Ngày đăng: 25/03/2020, 15:29

Nguồn tham khảo

Tài liệu tham khảo Loại Chi tiết
1. Fletcher C. D., Schultz R. R. (1995), RELAP5/MOD3 CODE MANUAL, Vol. V. User’s Guidelines Sách, tạp chí
Tiêu đề: RELAP5/MOD3 CODE MANUAL
Tác giả: Fletcher C. D., Schultz R. R
Năm: 1995
2. IAEA (2004), Status of advanced light water reactor design, Austria Sách, tạp chí
Tiêu đề: Status of advanced light water reactor design
Tác giả: IAEA
Năm: 2004
3. Lamarsh J. R. (1996), Theory of nuclear reactors, American Nuclear Society Sách, tạp chí
Tiêu đề: Theory of nuclear reactors
Tác giả: Lamarsh J. R
Năm: 1996
4. Neil E. Tpdreas, Mujid S. Kazimi (1990), Nuclear systems I-Thermal Hydraulic Fundamentals, America Sách, tạp chí
Tiêu đề: Nuclear systems I-Thermal Hydraulic Fundamentals
Tác giả: Neil E. Tpdreas, Mujid S. Kazimi
Năm: 1990
5. Nematollahi M. R., Mozaffari M. A. (2007), Typical steam generator tube rupture (SGTR) effect on thermo-hydraulic parameters of VVER-1000 primary loop, Engineering school of Shiraz University Sách, tạp chí
Tiêu đề: Typical steam generator tube rupture (SGTR) effect on thermo-hydraulic parameters of VVER-1000 primary loop
Tác giả: Nematollahi M. R., Mozaffari M. A
Năm: 2007
6. US Department of Energy (2002), VVER-1000 Coolant Transient Benchmark, Vol. I. Main Coolant Pump Sách, tạp chí
Tiêu đề: VVER-1000 Coolant Transient Benchmark
Tác giả: US Department of Energy
Năm: 2002

TỪ KHÓA LIÊN QUAN

TÀI LIỆU CÙNG NGƯỜI DÙNG

TÀI LIỆU LIÊN QUAN

w