核安全2023，Vol.22Issue(2)：52-58,7.
反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述
A Review of Numerical Simulation Research of Neutronic-Thermal Loosely Coupling in Reactor
王钦 1马占军 2王金成 3丁铭3
作者信息
- 1. 海装沈阳局驻葫芦岛地区某军事代表室, 葫芦岛 125000
- 2. 海军参谋部核安全评估保障室,北京 100000
- 3. 哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室, 哈尔滨 150001
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摘要
关键词
物理热工耦合数值仿真/反应堆安全分析/核热耦合现象/松耦合/外耦合分类
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王钦,马占军,王金成,丁铭..反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述[J].核安全,2023,22(2):52-58,7.
