原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上,确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5/MOD3.3流动传热模型:临界热流密度模型、膜态沸腾传热模型和临界流模型。通过文献调研获得了对应流动传热模型的实验数据。将模型计算值和实验数据进行对比,对这3个模型的不确定性进行评价,并应用正交序列法得到模型不确定范围和概率分布。最后将概率评价结果应用于LOFT LP‐02‐6大破口失水事故的不确定性分析中,分析结果表明,对RELAP5流动传热模型的概率评价合理。
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文献信息
篇名 大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 大破口失水事故 不确定性范围 概率分布 正交序列法
年,卷(期) 2016,(1) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 92-97
页数 6页 分类号 TL331
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2016.50.01.0092
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 单建强 西安交通大学核科学与技术学院 52 127 6.0 8.0
2 苟军利 西安交通大学核科学与技术学院 17 53 5.0 6.0
3 张斌 西安交通大学核科学与技术学院 52 314 10.0 16.0
4 张博 西安交通大学核科学与技术学院 46 145 6.0 11.0
5 于爱民 西安交通大学核科学与技术学院 2 1 1.0 1.0
6 丁文杰 西安交通大学核科学与技术学院 2 0 0.0 0.0
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研究主题发展历程
节点文献
大破口失水事故
不确定性范围
概率分布
正交序列法
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
总下载数(次)
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27955
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