原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第4代核能系统之一,为保证快堆在严重事故下能够包容放射性物质,对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的.采用改进型B-T模型对快堆假想堆芯解体事故进行分析是目前国际上主要的分析方法,为能更好地分析快堆假想堆芯解体事故,在改进型B-T模型的基础上引入快堆实际的堆芯反应性系数分布函数.本工作与法国的EPIXCOPOS程序计算结果的对比验证表明,程序模型能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析.
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文献信息
篇名 快堆假想堆芯解体事故程序研发
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 堆芯解体事故 中国实验快堆 B-T模型
年,卷(期) 2015,(z1) 所属期刊栏目 反应堆物理与中子学
研究方向 页码范围 132-136
页数 5页 分类号 TL364.5
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2015.49.S0.0132
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 胡文军 32 76 5.0 8.0
2 张东辉 34 72 5.0 7.0
3 师泰 3 0 0.0 0.0
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研究主题发展历程
节点文献
堆芯解体事故
中国实验快堆
B-T模型
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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