原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明:在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5h内发生严重事故。
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文献信息
篇名 福岛条件下 AP1000核电厂事故前期研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 AP1000 RELAP5 福岛核事故 非能动安全系统
年,卷(期) 2014,(7) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1206-1211
页数 6页 分类号 TL33
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.07.1206
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 卢向晖 6 6 1.0 2.0
2 王婷 3 2 1.0 1.0
3 杨江 1 1 1.0 1.0
4 陶俊 1 1 1.0 1.0
5 高玲媛 1 1 1.0 1.0
传播情况
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2019(1)
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研究主题发展历程
节点文献
AP1000
RELAP5
福岛核事故
非能动安全系统
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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