原文服务方: 核动力工程       
摘要:
以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压安全注射对大破口失水事故的缓解情况.结果显示,高压安全注射的时机对大破口失水事故的进程有着重要的影响,较早阶段的注水能够有效阻止堆芯熔化,较晚阶段的注水会恶化事故进程,加速堆芯熔化.
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文献信息
篇名 压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 压水堆 严重事故管理 大破口失水事故 高压安全注射
年,卷(期) 2008,(4) 所属期刊栏目 安全与分析
研究方向 页码范围 108-111
页数 4页 分类号 TL364
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 徐金良 海军工程大学核能科学与工程系 7 45 4.0 6.0
2 张龙飞 海军工程大学核能科学与工程系 29 148 6.0 10.0
3 张大发 海军工程大学核能科学与工程系 65 403 11.0 15.0
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研究主题发展历程
节点文献
压水堆
严重事故管理
大破口失水事故
高压安全注射
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
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
总下载数(次)
0
总被引数(次)
19304
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