作者:
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
严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析
耦合传热分析
严重事故
IVR
反应堆压力容器
严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析
严重事故
压力容器外水冷
堆芯熔融物
压力容器内滞留
恰希玛核电厂
全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究
全厂断电
严重事故
反应堆压力容器
下封头
中国先进研究堆严重事故辐射后果研究
中国先进研究堆
严重事故
辐射后果
场外应急
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 ВПБЗР—600反应堆针对严重事故的设计特点
来源期刊 国外核动力 学科 工学
关键词 事故控制 堆芯冷却 动力堆 核电站 安全性
年,卷(期) 1994,(3) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 1-6,29
页数 7页 分类号 TL413.064
字数 语种 中文
DOI
五维指标
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)
1994(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
事故控制
堆芯冷却
动力堆
核电站
安全性
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
国外核动力
双月刊
成都436信箱32分箱
出版文献量(篇)
1331
总下载数(次)
28
总被引数(次)
0
论文1v1指导