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止回阀评价方法和结构分析 日本核循环研发机构（捷讯），位于日本，4002成田机场，O型新居，茨城县311 -1393。此消息发出是在1999年9月2日，收到是也1999年9月2日。 摘要 先进的热反应堆(ATR)是由一个沸水冷却重水缓和，压力管，五兆瓦特的反应堆组成,有一系列的检查阀门在上游水鼓,作为一种分布头的燃料通道。在一个假设断头台上游的休息检查阀门水鼓、检查阀门是迅速关闭反应堆安全的一把钥匙。测量邻近的管道闸阀实验和远离水管是进行变形阀和水锤的行为。最快的磁盘的影响是在相邻的突破和水锤是从遥远的阀门突破。在做快速关闭的实验后，一个阀门完整性的评价方法被简单的提出。在目前的研究,热工水力的分析利用动态检查阀门，HITS代码结构和利用DYNA3D代码分析模型。这两种的和这些代码有关。©2000科学S.A.保留所有权利。
