应急运行的小破口失水事故过冷度限值分析

• 作者: 张龙飞 王少明 秦田夫 项新民
• 来源期刊: 船海工程
• 学科: 交通运输
• 关键词: 核动力装置 过冷度 应急运行安全
• 年，卷（期）: 2011,（2）
• 所属期刊栏目: 船舰专项技术
• 页码范围: 149-151,155
• 分类号: U677.3|TL364+.4
• 字数: 3264字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3963/j.issn.1671-7953.2011.02.042

摘要

利用仿真分析软件对应急工况运行时的船用核反应堆所允许的过冷度限值进行分析,选择不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,认为过冷度限值应该为10℃.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	张龙飞		29	148	6.0	10.0
2	王少明		40	173	8.0	10.0
3	秦田夫		1	0	0.0	0.0