原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型.对3种典型的非失水事故(失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴)进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果.结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则.
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文献信息
篇名 超临界水冷堆典型非失水事故模拟
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 超临界水冷堆 ATHLET-SC程序 安全分析
年,卷(期) 2013,(7) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1162-1168
页数 7页 分类号 TL421
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2013.47.07.1162
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 程旭 上海交通大学核科学与工程学院 75 360 10.0 15.0
2 杨珏 9 37 4.0 6.0
3 刘晓晶 上海交通大学核科学与工程学院 47 163 6.0 12.0
4 曹臻 上海交通大学核科学与工程学院 3 5 1.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
超临界水冷堆
ATHLET-SC程序
安全分析
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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27955
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