原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性.根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证.结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析.
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快堆
严重事故
熔融物
传播
双组分
冻结模型
内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 海洋核动力平台 严重事故 熔融物堆内滞留
年,卷(期) 2017,(11) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1997-2003
页数 7页 分类号 TL333
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2017.youxian.0090
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 陈玉清 海军工程大学核能科学与工程系 39 103 6.0 7.0
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研究主题发展历程
节点文献
海洋核动力平台
严重事故
熔融物堆内滞留
研究起点
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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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