原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。
推荐文章
主回路小破口失水事故分析
小破口事故
RETRAN-02
热工水力
中小破口失水事故现实估算分析
失水事故
18个月换料
现实估算方法
ACR-700核电厂小破口失水事故分析
ACR-700
重水堆
核电厂
小破口失水事故
船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析
失水事故
影响因素
船用堆
运行安全分析
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
(/次)
(/年)
文献信息
篇名 DVI管小破口失水事故实验研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 小破口失水事故 DVI管 非能动安全系统
年,卷(期) 2016,(10) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1787-1792
页数 6页 分类号 TK124
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2016.50.10.1787
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 昝元锋 33 3 1.0 1.0
2 卓文彬 35 101 5.0 9.0
3 彭传新 12 5 1.0 2.0
4 张妍 9 0 0.0 0.0
5 黄志刚 11 20 3.0 4.0
传播情况
(/次)
(/年)
引文网络
引文网络
二级参考文献  (0)
共引文献  (2)
参考文献  (9)
节点文献
引证文献  (0)
同被引文献  (0)
二级引证文献  (0)
1998(4)
  • 参考文献(4)
  • 二级参考文献(0)
2006(2)
  • 参考文献(2)
  • 二级参考文献(0)
2010(1)
  • 参考文献(1)
  • 二级参考文献(0)
2012(2)
  • 参考文献(2)
  • 二级参考文献(0)
2016(0)
  • 参考文献(0)
  • 二级参考文献(0)
  • 引证文献(0)
  • 二级引证文献(0)
研究主题发展历程
节点文献
小破口失水事故
DVI管
非能动安全系统
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)
0
总被引数(次)
27955
  • 期刊分类
  • 期刊(年)
  • 期刊(期)
  • 期刊推荐
论文1v1指导