原子能科学技术2021，Vol.55Issue(3)：481-487,7.DOI:10.7538/yzk.2020.youxian.0213
三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究
Parametric Sensitivity Study of Direct Containment Heating for Gen Ⅲ PWR
刘宇 1牛世鹏 1王高鹏 1喻新利 1张佳佳2
作者信息
- 1. 中国核电工程有限公司,北京 100840
- 2. 生态环境部核与辐射安全中心,北京 100082
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摘要
关键词
三代压水堆/安全壳直接加热/参数敏感性分析分类
能源科技引用本文复制引用
刘宇,牛世鹏,王高鹏,喻新利,张佳佳..三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究[J].原子能科学技术,2021,55(3):481-487,7.
