原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致.分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性.
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文献信息
篇名 AP1000冷管段小破口失水事故分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 AP1000 RELAP5 小破口失水事故
年,卷(期) 2011,(5) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 541-547
页数 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 苏光辉 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 176 810 13.0 21.0
5 秋穗正 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 171 777 13.0 19.0
9 田文喜 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 105 422 9.0 16.0
10 杨江 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 3 32 2.0 3.0
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研究主题发展历程
节点文献
AP1000
RELAP5
小破口失水事故
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
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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