原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM 程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04 m 等效直径破口、冷管段0.2 m 等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等 LOCA 工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。
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文献信息
篇名 小型堆破口失水事故初步研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 小型堆 非能动安全注入系统 破口失水事故
年,卷(期) 2016,(7) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1232-1237
页数 6页 分类号 TL333
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2016.50.07.1232
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 郑向阳 11 29 3.0 5.0
2 杨江 1 5 1.0 1.0
3 林支康 1 5 1.0 1.0
4 卢向晖 1 5 1.0 1.0
5 沈永刚 1 5 1.0 1.0
6 詹佳硕 1 5 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
小型堆
非能动安全注入系统
破口失水事故
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
出版文献量(篇)
7198
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