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基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析
核能科学与工程 | 更新时间：2024-10-25
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    • 基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

    • Analysis of heat transfer of the RPV lower head under severe accidents with ASTEC

    • “在先进反应堆设计领域，专家应用ASTEC程序，针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统进行计算分析，评估系统有效性，为缓解严重事故提供解决方案。”
    • 核技术   2023年46卷第1期 文章编号：010603

    • DOI：10.11889/j.0253-3219.2023.hjs.46.010603    

      中图分类号： TL99

    • 收稿日期：2021-12-13，

      修回日期：2022-12-17，

      纸质出版日期：2023-01-15

    移动端阅览

  • 左嘉旭,宋维,安婕铷等.基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析[J].核技术,2023,46(01):010603. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2023.hjs.46.010603.

    ZUO Jiaxu,SONG Wei,AN Jieru,et al.Analysis of heat transfer of the RPV lower head under severe accidents with ASTEC[J].NUCLEAR TECHNIQUES,2023,46(01):010603. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2023.hjs.46.010603.

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相关作者

左嘉旭
宋维
庄少欣
安婕铷
巫英伟
魏超
张亚培
赵传奇

相关机构

西安交通大学
西安交通大学 动力工程多相流国家重点实验室
西安交通大学 能源与动力工程学院
中国核电工程有限公司 核电安全研究中心
西安交通大学 核科学与技术学院
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