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摘要:
CP1000是我国自主设计的二代改进型核电厂;M310是大亚湾和岭澳核电站采用的堆型.本文通过计算,给出了CP1000和M310型电厂,安全壳外主蒸汽管道破口叠加2根蒸汽发生器传热管断裂事故重启安注的时间窗口,为PSA计算提供热工支持.接着通过比较两个事故序列,说明了从该事故安全分析的角度,CP1000堆型的结果优于M310堆型.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 CP1000和M310主蒸汽管道小破口叠加2根SGTR事故重启安注序列计算分析
来源期刊 核工程研究与设计 学科
关键词 CP1000 M310 主蒸汽管道小破口 叠加2根SGTR 时间窗口
年,卷(期) 2011,(1) 所属期刊栏目 核电
研究方向 页码范围 37-40
页数 4页 分类号
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 孙婧 中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所 8 7 2.0 2.0
2 詹经祥 中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所 3 2 1.0 1.0
传播情况
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2011(0)
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研究主题发展历程
节点文献
CP1000
M310
主蒸汽管道小破口
叠加2根SGTR
时间窗口
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
核工程研究与设计
双月刊
N准/京2140-981721
北京840信箱科技与国际合作部
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出版文献量(篇)
956
总下载数(次)
7
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146
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