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摘要:
反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容,新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性.本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会(NRC)的评估结果.
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非能动安全壳系统
WGOTHIC程序
浅析AP1000非能动安全系统技术特点
AP1000
非能动安全系统
技术特点
断电事故
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
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文献信息
篇名 AP1000非能动堆芯冷却系统测试实验及评估
来源期刊 核安全 学科 工学
关键词 AP1000 堆芯冷却系统 测试实验 评估
年,卷(期) 2015,(4) 所属期刊栏目 研究与探讨
研究方向 页码范围 53-57,63
页数 6页 分类号 TL36
字数 4532字 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 吴晗 10 23 3.0 4.0
2 詹佳硕 16 29 3.0 4.0
3 郑向阳 11 29 3.0 5.0
4 孙培伟 8 27 2.0 5.0
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2016(1)
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研究主题发展历程
节点文献
AP1000
堆芯冷却系统
测试实验
评估
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
核安全
双月刊
1672-5360
11-5145/TL
大16开
北京市
2003
chi
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1115
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6
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2826
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