原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究.分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性.
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文献信息
篇名 压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 大破口失水事故 堆腔注水 压力容器完整性
年,卷(期) 2009,(1) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 46-50
页数 5页 分类号 TL33
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 曹学武 上海交通大学核科学与工程学院 97 347 9.0 11.0
2 郭丁情 上海交通大学核科学与工程学院 5 23 3.0 4.0
3 武铃珺 上海交通大学核科学与工程学院 2 10 1.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
大破口失水事故
堆腔注水
压力容器完整性
研究起点
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研究分支
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引文网络交叉学科
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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