原子能科学技术2008，Vol.42Issue(z1)：132-136,5.
压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析
Analysis on External Reactor Vessel Cooling Measure in Severe Accident Induced by LOFW for Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant
摘要
关键词
主给水丧失/堆腔注水/压力容器完整性/严重事故分类
能源科技引用本文复制引用
苑景田,佟立丽,曹学武,武铃珺..压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析[J].原子能科学技术,2008,42(z1):132-136,5.基金项目
国家科技部"973"资助项目(2009CB724300) （2009CB724300）
