钛学术
文献服务平台
学术出版新技术应用与公共服务实验室出品
首页
论文降重
免费查重
学术期刊
任务中心
登录
文献导航
学科分类
>
综合
工业技术
科教文艺
医药卫生
基础科学
经济财经
社会科学
农业科学
哲学政法
社会科学II
哲学与人文科学
社会科学I
经济与管理科学
工程科技I
工程科技II
医药卫生科技
信息科技
农业科技
数据库索引
>
中国科学引文数据库
工程索引(美)
日本科学技术振兴机构数据库(日)
文摘杂志(俄)
科学文摘(英)
化学文摘(美)
中国科技论文统计与引文分析数据库
中文社会科学引文索引
科学引文索引(美)
中文核心期刊
cscd
ei
jst
aj
sa
ca
cstpcd
cssci
sci
cpku
默认
篇关摘
篇名
关键词
摘要
全文
作者
作者单位
基金
分类号
搜索文章
搜索思路
钛学术文献服务平台
\
学术期刊
\
工业技术期刊
\
原子能技术期刊
\
原子能科学技术期刊
\
压水堆严重事故管理入口标准研究
压水堆严重事故管理入口标准研究
作者:
余方伟
张龙飞
雷世雄
原文服务方:
原子能科学技术
严重事故
事故管理
严重事故管理导则
入口标准
摘要:
使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析.主要研究了15、20、25 cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程.计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500 K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900 K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化.将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900 K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准.
下载原文
收藏
引用
分享
推荐文章
压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究
大破口失水事故
严重事故
堆芯熔化进程
反应堆压力容器
小型压水堆完全丧失电源引发的严重事故研究
小型压水堆
严重事故
完全丧失电源
蒸汽发生器辅助给水
注水时机对压水堆严重事故进程的影响
压水堆
严重事故
峰值温度
注水时机
压水堆核电厂严重事故对策
压水堆核电厂
严重事故
严重事故管理导则
内容分析
文献信息
版权信息
引文网络
相关学者/机构
相关基金
期刊文献
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数
(/次)
(/年)
文献信息
篇名
压水堆严重事故管理入口标准研究
来源期刊
原子能科学技术
学科
关键词
严重事故
事故管理
严重事故管理导则
入口标准
年,卷(期)
2014,(Z1)
所属期刊栏目
反应堆工程
研究方向
页码范围
381-384
页数
4页
分类号
TL364
字数
语种
中文
DOI
10.7538/yzk.2014.48.S0.0381
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
张龙飞
海军工程大学核能科学与工程系
29
148
6.0
10.0
2
雷世雄
海军驻719研究所军代表室
1
1
1.0
1.0
3
余方伟
海军驻719研究所军代表室
1
1
1.0
1.0
传播情况
被引次数趋势
(/次)
(/年)
版权信息
全文
全文.pdf
引文网络
引文网络
二级参考文献
(5)
共引文献
(7)
参考文献
(3)
节点文献
引证文献
(1)
同被引文献
(0)
二级引证文献
(0)
2001(1)
参考文献(0)
二级参考文献(1)
2003(2)
参考文献(0)
二级参考文献(2)
2004(2)
参考文献(1)
二级参考文献(1)
2006(1)
参考文献(0)
二级参考文献(1)
2007(1)
参考文献(1)
二级参考文献(0)
2012(1)
参考文献(1)
二级参考文献(0)
2014(0)
参考文献(0)
二级参考文献(0)
引证文献(0)
二级引证文献(0)
2016(1)
引证文献(1)
二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
严重事故
事故管理
严重事故管理导则
入口标准
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
主办单位:
中国原子能科学研究院
出版周期:
月刊
ISSN:
1000-6931
CN:
11-2044/TL
开本:
大16开
出版地:
北京275信箱65分箱
邮发代号:
创刊时间:
1959-01-01
语种:
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
期刊文献
相关文献
1.
压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究
2.
小型压水堆完全丧失电源引发的严重事故研究
3.
注水时机对压水堆严重事故进程的影响
4.
压水堆核电厂严重事故对策
5.
压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
6.
压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析
7.
压水堆核电站严重事故下的设备鉴定
8.
压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究
9.
先进堆严重事故对策
10.
压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
11.
压水堆严重事故下封头热斑计算
12.
压水堆核电站严重事故紧凑型仿真机开发
13.
中国先进研究堆严重事故辐射后果研究
14.
压水堆严重事故下气溶胶热泳沉积规律
15.
百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价
推荐文献
钛学术
文献服务平台
学术出版新技术应用与公共服务实验室出品
首页
论文降重
免费查重
学术期刊
任务中心
登录
根据相关规定,获取原文需跳转至原文服务方进行注册认证身份信息
完成下面三个步骤操作后即可获取文献,阅读后请
点击下方页面【继续获取】按钮
钛学术
文献服务平台
学术出版新技术应用与公共服务实验室出品
原文合作方
继续获取
获取文献流程
1.访问原文合作方请等待几秒系统会自动跳转至登录页,首次访问请先注册账号,填写基本信息后,点击【注册】
2.注册后进行实名认证,实名认证成功后点击【返回】
3.检查邮箱地址是否正确,若错误或未填写请填写正确邮箱地址,点击【确认支付】完成获取,文献将在1小时内发送至您的邮箱
*若已注册过原文合作方账号的用户,可跳过上述操作,直接登录后获取原文即可
点击
【获取原文】
按钮,跳转至合作网站。
首次获取需要在合作网站
进行注册。
注册并实名认证,认证后点击
【返回】按钮。
确认邮箱信息,点击
【确认支付】
, 订单将在一小时内发送至您的邮箱。
*
若已经注册过合作网站账号,请忽略第二、三步,直接登录即可。
期刊分类
期刊(年)
期刊(期)
期刊推荐
一般工业技术
交通运输
军事科技
冶金工业
动力工程
化学工业
原子能技术
大学学报
建筑科学
无线电电子学与电信技术
机械与仪表工业
水利工程
环境科学与安全科学
电工技术
石油与天然气工业
矿业工程
自动化技术与计算机技术
航空航天
轻工业与手工业
金属学与金属工艺
原子能科学技术1999
原子能科学技术2000
原子能科学技术2001
原子能科学技术2002
原子能科学技术2003
原子能科学技术2004
原子能科学技术2005
原子能科学技术2006
原子能科学技术2007
原子能科学技术2008
原子能科学技术2009
原子能科学技术2010
原子能科学技术2011
原子能科学技术2012
原子能科学技术2014
原子能科学技术2017
原子能科学技术2021
原子能科学技术2024
原子能科学技术2023
原子能科学技术2013
原子能科学技术2015
原子能科学技术2016
原子能科学技术2018
原子能科学技术2019
原子能科学技术2020
原子能科学技术2014年第2期
原子能科学技术2014年第3期
原子能科学技术2014年第1期
原子能科学技术2014年第9期
原子能科学技术2014年第12期
原子能科学技术2014年第4期
原子能科学技术2014年第11期
原子能科学技术2014年第Z1期
原子能科学技术2014年第6期
原子能科学技术2014年第5期
原子能科学技术2014年第10期
原子能科学技术2014年第z2期
原子能科学技术2014年第8期
原子能科学技术2014年第7期
关于我们
用户协议
隐私政策
知识产权保护
期刊导航
免费查重
论文知识
钛学术官网
按字母查找期刊:
A
B
C
D
E
F
G
H
I
J
K
L
M
N
O
P
Q
R
S
T
U
V
W
X
Y
Z
其他
联系合作 广告推广: shenyukuan@paperpass.com
京ICP备2021016839号
营业执照
版物经营许可证:新出发 京零 字第 朝220126号