基本信息来源于合作网站,原文需代理用户跳转至来源网站获取       
摘要:
推荐文章
CANDU6机组严重事故堆芯损伤状态评价方法
严重事故
堆芯损伤状态
评价
方法
中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价
堆芯损伤评价
严重事故
MELCOR程序
冷却剂丧失事故
压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用
压力容器水位
堆芯损伤评价
应急响应
MELCOR程序
快堆假想堆芯解体事故程序研发
堆芯解体事故
中国实验快堆
B-T模型
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
(/次)
(/年)
文献信息
篇名 事故后的堆芯损伤评价方法和程序
来源期刊 中国核科技报告 学科 工学
关键词 安全壳 堆芯损伤 释放份额 包壳 一回路 秦山核电厂 评价方法 核素 事故停堆 平衡循环
年,卷(期) 1993,(1) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 785-800
页数 16页 分类号 TL
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 何忠良 4 1 1.0 1.0
2 赵纾 1 0 0.0 0.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (0)
共引文献  (0)
参考文献  (0)
节点文献
引证文献  (0)
同被引文献  (0)
二级引证文献  (0)
1993(0)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(0)
  • 引证文献(0)
  • 二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
安全壳
堆芯损伤
释放份额
包壳
一回路
秦山核电厂
评价方法
核素
事故停堆
平衡循环
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
中国核科技报告
半年刊
16开
北京市海淀区阜成路43号《中国核科技报告》编辑部
1985
chi;eng
出版文献量(篇)
1832
总下载数(次)
7
总被引数(次)
2192
论文1v1指导