原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
新燃料元件运输容器是为运输493反应堆燃料元件设计的专用设备。为保证燃料元件在运输过程中的安全性,使运输容器及燃料元件的各项性能指标符合标准GB 11806—2004的要求,对运输容器进行了热工设计计算和验证试验。通过计算与相应热工试验结果的比较,验证了运输容器热工设计的准确性。采用该运输容器运输新燃料元件,在正常运输工况和事故运输工况下可保证燃料元件的安全,完全满足GB 11806—2004的规定。
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文献信息
篇名 新燃料元件运输容器热工安全分析及试验验证
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 运输容器 热工设计 验证试验 正常运输工况 事故运输工况
年,卷(期) 2016,(11) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1992-1997
页数 6页 分类号 TL33
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2016.50.11.1992
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 郭春秋 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 15 11 2.0 2.0
2 张金山 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 9 3 1.0 1.0
3 衣大勇 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 12 6 2.0 2.0
4 邹佳讯 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 7 5 2.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
运输容器
热工设计
验证试验
正常运输工况
事故运输工况
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
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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
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