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反应堆冷却剂沸腾中子噪声物理模型研究
被引量:
1
1
作者
彭钢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2000年第5期385-388,401,共5页
中子噪声用于反应堆冷却剂沸腾监测有独特的作用。本文使用 Wach- Kosaly的理论模型,比较成功地解释了堆芯中冷却剂的沸腾引起的中子噪声,通过对压水堆局部沸腾零功率堆模拟实验的计算与分析,得出了判断汽泡上升速度的物理量。
关键词
冷却剂沸腾
中子噪声
物理模型
压水堆设计
堆芯
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职称材料
法马通经验与大亚湾核电站——压水堆核岛的设计、制造与建造
2
作者
让.迪艾勒
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1990年第6期42-49,共8页
法国政府制定了宏伟的核电规划,为此,各大型部件供应商纷纷设立相应机构,以便设计、制造和建造核电站。法马通公司则专门设计、建造上述计划中的核岛部分,到1989年底,其工作人员已达6000多人,建成和投运的反应堆共57个。其中7个为出口电...
法国政府制定了宏伟的核电规划,为此,各大型部件供应商纷纷设立相应机构,以便设计、制造和建造核电站。法马通公司则专门设计、建造上述计划中的核岛部分,到1989年底,其工作人员已达6000多人,建成和投运的反应堆共57个。其中7个为出口电站(比利时、南非、南朝鲜)。此外还有8个正在建造。目前,正在中国建造大亚湾核电站,由法马通提供两个900MW_e 级的核岛(属已在法国和国外建成的900MW_e 级的改进型)。核岛的安装工作由法马通-斯比合营公司和中国的23公司共同完成。
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关键词
核电站
压水堆
核岛
设计
制造
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职称材料
田湾核电站工程概况和安全设计特点
被引量:
4
3
作者
华明川
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2000年第1期30-33,38,共5页
简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工程进展概况 ,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER 1000/AES 91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及其它工程安全设施等方面的改进 ,特别是减轻超...
简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工程进展概况 ,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER 1000/AES 91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及其它工程安全设施等方面的改进 ,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。
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关键词
田湾核电站
改进型压水堆
安全设计特点
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职称材料
题名
反应堆冷却剂沸腾中子噪声物理模型研究
被引量:
1
1
作者
彭钢
机构
中国核动力研究设计院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2000年第5期385-388,401,共5页
文摘
中子噪声用于反应堆冷却剂沸腾监测有独特的作用。本文使用 Wach- Kosaly的理论模型,比较成功地解释了堆芯中冷却剂的沸腾引起的中子噪声,通过对压水堆局部沸腾零功率堆模拟实验的计算与分析,得出了判断汽泡上升速度的物理量。
关键词
冷却剂沸腾
中子噪声
物理模型
压水堆设计
堆芯
Keywords
Reactor Coolant boiling Neutron noise physical model
分类号
TL421.171 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
法马通经验与大亚湾核电站——压水堆核岛的设计、制造与建造
2
作者
让.迪艾勒
机构
法马通公司
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1990年第6期42-49,共8页
文摘
法国政府制定了宏伟的核电规划,为此,各大型部件供应商纷纷设立相应机构,以便设计、制造和建造核电站。法马通公司则专门设计、建造上述计划中的核岛部分,到1989年底,其工作人员已达6000多人,建成和投运的反应堆共57个。其中7个为出口电站(比利时、南非、南朝鲜)。此外还有8个正在建造。目前,正在中国建造大亚湾核电站,由法马通提供两个900MW_e 级的核岛(属已在法国和国外建成的900MW_e 级的改进型)。核岛的安装工作由法马通-斯比合营公司和中国的23公司共同完成。
关键词
核电站
压水堆
核岛
设计
制造
Keywords
Design
Manufacturing
Erection
French nuclear power experience
Export projects
分类号
TL421.171 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
田湾核电站工程概况和安全设计特点
被引量:
4
3
作者
华明川
机构
江苏核电有限公司
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2000年第1期30-33,38,共5页
文摘
简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工程进展概况 ,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER 1000/AES 91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及其它工程安全设施等方面的改进 ,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。
关键词
田湾核电站
改进型压水堆
安全设计特点
Keywords
Tianwan Nuclear Power Plant Advanced PWR Safety design features Beyond design basis accident
分类号
TL364 [核科学技术—核技术及应用]
TL421.171 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
反应堆冷却剂沸腾中子噪声物理模型研究
彭钢
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2000
1
在线阅读
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职称材料
2
法马通经验与大亚湾核电站——压水堆核岛的设计、制造与建造
让.迪艾勒
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1990
0
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
田湾核电站工程概况和安全设计特点
华明川
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2000
4
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职称材料
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