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核动力厂选址假想事故源项的探讨
被引量:
2
1
作者
张琳
陈晓秋
李冰
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
2015年第4期193-198,220,共7页
介绍了美国核审管部门对核动力厂选址假想事故源项确定的历史演变以及相关研究进展。推荐了一套核动力厂选址假想事故源项,以及确定非居住区边界的评价分析方法和假设条件。计算了M310和AP1000核动力厂厂址的非居住区的最大径向距离。...
介绍了美国核审管部门对核动力厂选址假想事故源项确定的历史演变以及相关研究进展。推荐了一套核动力厂选址假想事故源项,以及确定非居住区边界的评价分析方法和假设条件。计算了M310和AP1000核动力厂厂址的非居住区的最大径向距离。计算结果表明:(1)对于M310和AP1000核动力厂,采用确定论方法估算大气扩散因子,安全壳泄漏率(体积分数)取0.3%/d,非居住区最大径向距离分别不超过1.4 km和1.9 km;(2)在厂址选址阶段,考虑核动力厂的技术路线尚未明确或采用新技术路线,采用"不考虑安全壳喷淋系统等能动安全设施对核素的去除作用"的选址假想事故源项来确定厂址非居住区的边界基本上是可行的。
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关键词
核动力厂
选址
假想事故
非居住区
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职称材料
CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析
2
作者
李茂辉
杨成德
邓门才
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2009年第1期14-16,35,共4页
根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公...
根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。
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关键词
CFBR-II堆
最大
假想事故
环境影响
个人有效剂量
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职称材料
双层安全壳对选址假想事故源项的影响分析
3
作者
黄树明
高健伟
刘亚
《产业与科技论坛》
2018年第21期35-37,共3页
《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)要求采用选址假想事故源项进行场外后果的评价,用以确定厂址非居住区及规划限制区边界范围。选址假想事故源项的计算对两个边界的确定有重要影响。本文根据2017年国家能源局发布的《核电厂选...
《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)要求采用选址假想事故源项进行场外后果的评价,用以确定厂址非居住区及规划限制区边界范围。选址假想事故源项的计算对两个边界的确定有重要影响。本文根据2017年国家能源局发布的《核电厂选址假想事故源项分析准则》(NB/T 20470-2017)中给出的假设及模型,采用自主化计算程序LOCAST针对单层安全壳和双层安全壳两种模型的选址假想事故源项结果进行了对比分析。分析表明,双层安全壳设计对于LOCA事故后堆芯释放到安全壳的放射性核素具有较好的滞留作用,可以显著降低LOCA事故后的场外剂量后果。计算结果为国内核电工程在选址阶段厂址非居住区边界及规划限制区边界范围的确定方面提供了一定的技术参考。
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关键词
选址
假想事故
双层安全壳
环形空间
LOCAST
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职称材料
用ALE格式有限元法分析快中子增殖堆的假想堆芯破损事故
4
作者
刘闯
张雄
陆明万
《工程力学》
EI
CSCD
北大核心
2006年第2期157-162,共6页
任意拉格朗日欧拉(ALE)格式具有网格划分灵活、计算精度高、适用范围广的优点,尤其适用于处理自由液面变化剧烈的快堆假想堆芯破损事故(HCDA)的流固耦合问题。采用ALE格式建立了HCDA分析的有限元计算公式,编制了相应的有限元计算程序,...
任意拉格朗日欧拉(ALE)格式具有网格划分灵活、计算精度高、适用范围广的优点,尤其适用于处理自由液面变化剧烈的快堆假想堆芯破损事故(HCDA)的流固耦合问题。采用ALE格式建立了HCDA分析的有限元计算公式,编制了相应的有限元计算程序,对快堆假想堆芯破损事故进行了流固耦合分析。用国际常用于检验快堆分析程序的CONT标准考题进行了验证,结果与国外多个程序的计算结果相吻合。
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关键词
快堆
假想
堆芯破损
事故
有限元
任意拉格朗日欧拉格式
流固耦合
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职称材料
CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算
5
作者
孙博文
喻宏
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2020年第6期1049-1053,共5页
假想堆芯解体事故是一种概率极低,但理论上最为危险的快堆事故之一。在该事故过程中,堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。本文对示范快堆进行了泄漏途径分析,构建并完善主要流道通的模型,通过FLUEN...
假想堆芯解体事故是一种概率极低,但理论上最为危险的快堆事故之一。在该事故过程中,堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。本文对示范快堆进行了泄漏途径分析,构建并完善主要流道通的模型,通过FLUENT进行了网格无关性检验与时间步长无关性检验,论证了数值计算的可靠性,并采用了一种较为精确的计算方案。计算得到单相流体条件下在1s内钠的总泄漏量为601.4kg,该结果是一个较为保守的结论。
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关键词
快堆
假想
堆芯解体
事故
计算流体力学
钠泄漏
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职称材料
贮液容器爆炸事故中的载荷模型及能量释放分析
被引量:
1
6
作者
刘闯
张雄
陆明万
《压力容器》
2004年第7期23-27,共5页
对贮液容器内部低速炸药爆炸载荷模型的选取及其能量释放的分析进行了研究。以液态金属快中子增殖反应堆的假想堆芯破损事故为例 ,评价了国外采用的各种低速炸药爆炸载荷计算模型及事故中总释放能量的估计方法 ,提出用能量释放总量来反...
对贮液容器内部低速炸药爆炸载荷模型的选取及其能量释放的分析进行了研究。以液态金属快中子增殖反应堆的假想堆芯破损事故为例 ,评价了国外采用的各种低速炸药爆炸载荷计算模型及事故中总释放能量的估计方法 ,提出用能量释放总量来反推载荷模型初始条件的“5 %截断准则”。
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关键词
低速爆炸载荷
能量释放
快中子增殖反应堆
假想
堆芯破损
事故
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职称材料
钠冷快增殖堆钠雾火分析计算
被引量:
5
7
作者
王学容
骆纯珊
+1 位作者
单建强
朱继洲
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2001年第3期218-222,231,共6页
在钠冷快增殖堆假想事故中 ,由于管道破裂 ,钠喷出到有氧的房间引起钠雾火 ,导致房间内温度及压力的上升。在NACOM单个液滴燃烧模型的基础上 ,考虑燃烧钠液滴的运动以及由于钠液滴与气体的热平衡关系 ,并忽略由于液滴间的相互作用影响 ...
在钠冷快增殖堆假想事故中 ,由于管道破裂 ,钠喷出到有氧的房间引起钠雾火 ,导致房间内温度及压力的上升。在NACOM单个液滴燃烧模型的基础上 ,考虑燃烧钠液滴的运动以及由于钠液滴与气体的热平衡关系 ,并忽略由于液滴间的相互作用影响 ,编制程序SPCOM。对钠雾火过程中涉及的液滴运动、液滴燃烧、喷雾燃烧以及质量热量传递问题进行了模拟。计算了钠雾火引起的房间的温度及压力瞬变 ,并与实验进行了比较 。
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关键词
钠冷快增殖堆
钠雾火
钠燃料
数学模型
假想事故
冷却剂
安全
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职称材料
核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析
被引量:
5
8
作者
马敬
麻锦琳
李锐柔
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第2期333-338,共6页
随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据...
随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据核燃料后处理厂可行性研究阶段的工程方案对运行状态和事故工况下的放射性流出物进行了估算,并参照我国核电环评相关标准规范对200吨/年核燃料后处理厂投运后可能对环境的影响程度进行了分析预测,可以作为审管当局决策的重要依据。
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关键词
核燃料后处理
正常运行状态
选址
假想事故
剂量
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职称材料
ACP100非居住区边界剂量环境影响评估
9
作者
刘健
兰兵
+2 位作者
赵传奇
胡文超
杨静远
《核电子学与探测技术》
CAS
北大核心
2020年第4期527-531,共5页
介绍了ACP100发生选址假想事故后,对非居住区边界剂量环境影响的评估方法。基于RG 1.183建立了ACP100选址假想事故后释放到环境的源项计算模型,并结合厂址的气象条件采用PAVA N程序得到非居住区边界剂量,研究了裂变产物释放方式、照射...
介绍了ACP100发生选址假想事故后,对非居住区边界剂量环境影响的评估方法。基于RG 1.183建立了ACP100选址假想事故后释放到环境的源项计算模型,并结合厂址的气象条件采用PAVA N程序得到非居住区边界剂量,研究了裂变产物释放方式、照射时间、自然去除、厂址气象条件和源项对非居住区边界剂量的影响。结果表明:上述因素对剂量均有较大的影响,确定ACP100非居住区的边界应考虑这些因素。
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关键词
非居住区
剂量评估
源项
选址
假想事故
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职称材料
液体飞溅及冲击壁面问题的分析
被引量:
1
10
作者
刘闯
张雄
陆明万
《清华大学学报(自然科学版)》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2005年第5期662-665,共4页
剧烈运动的液体中飞溅出来的液团对壁面冲击会引发容器的安全性问题,为此该文对液体飞溅及冲击壁面问题的数值模拟方法进行了研究。综合各种运动界面数值模拟方法,建立了液团飞溅的临界条件。基于动能定理以及弹性力学的Boussinesq解和F...
剧烈运动的液体中飞溅出来的液团对壁面冲击会引发容器的安全性问题,为此该文对液体飞溅及冲击壁面问题的数值模拟方法进行了研究。综合各种运动界面数值模拟方法,建立了液团飞溅的临界条件。基于动能定理以及弹性力学的Boussinesq解和Flamant解分别导出了三维和二维轴对称情况下壁面冲击载荷计算公式。将该方法应用于液态金属快中子增殖堆的假想堆芯破损事故分析,结果与多个程序的计算结果较好吻合,说明该方法是可行的。
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关键词
冲击载荷
液体飞溅
快中子增殖反应堆
假想
堆芯破损
事故
原文传递
题名
核动力厂选址假想事故源项的探讨
被引量:
2
1
作者
张琳
陈晓秋
李冰
机构
清华大学核能与新能源技术研究院
环境保护部
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
2015年第4期193-198,220,共7页
文摘
介绍了美国核审管部门对核动力厂选址假想事故源项确定的历史演变以及相关研究进展。推荐了一套核动力厂选址假想事故源项,以及确定非居住区边界的评价分析方法和假设条件。计算了M310和AP1000核动力厂厂址的非居住区的最大径向距离。计算结果表明:(1)对于M310和AP1000核动力厂,采用确定论方法估算大气扩散因子,安全壳泄漏率(体积分数)取0.3%/d,非居住区最大径向距离分别不超过1.4 km和1.9 km;(2)在厂址选址阶段,考虑核动力厂的技术路线尚未明确或采用新技术路线,采用"不考虑安全壳喷淋系统等能动安全设施对核素的去除作用"的选址假想事故源项来确定厂址非居住区的边界基本上是可行的。
关键词
核动力厂
选址
假想事故
非居住区
Keywords
nuclear power plant
postulated siting accident
exclusion area
分类号
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析
2
作者
李茂辉
杨成德
邓门才
机构
中国工程物理研究院核物理与化学研究所
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2009年第1期14-16,35,共4页
文摘
根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。
关键词
CFBR-II堆
最大
假想事故
环境影响
个人有效剂量
Keywords
CFBR-Ⅱ reactor, Maximum hypothetical accident, Individual effective dose
分类号
TL411.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
双层安全壳对选址假想事故源项的影响分析
3
作者
黄树明
高健伟
刘亚
机构
南华大学
中国核电工程有限公司
出处
《产业与科技论坛》
2018年第21期35-37,共3页
文摘
《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)要求采用选址假想事故源项进行场外后果的评价,用以确定厂址非居住区及规划限制区边界范围。选址假想事故源项的计算对两个边界的确定有重要影响。本文根据2017年国家能源局发布的《核电厂选址假想事故源项分析准则》(NB/T 20470-2017)中给出的假设及模型,采用自主化计算程序LOCAST针对单层安全壳和双层安全壳两种模型的选址假想事故源项结果进行了对比分析。分析表明,双层安全壳设计对于LOCA事故后堆芯释放到安全壳的放射性核素具有较好的滞留作用,可以显著降低LOCA事故后的场外剂量后果。计算结果为国内核电工程在选址阶段厂址非居住区边界及规划限制区边界范围的确定方面提供了一定的技术参考。
关键词
选址
假想事故
双层安全壳
环形空间
LOCAST
分类号
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
用ALE格式有限元法分析快中子增殖堆的假想堆芯破损事故
4
作者
刘闯
张雄
陆明万
机构
清华大学工程力学系
出处
《工程力学》
EI
CSCD
北大核心
2006年第2期157-162,共6页
基金
国家高技术研究发展(八六三)计划(614-01-02)
文摘
任意拉格朗日欧拉(ALE)格式具有网格划分灵活、计算精度高、适用范围广的优点,尤其适用于处理自由液面变化剧烈的快堆假想堆芯破损事故(HCDA)的流固耦合问题。采用ALE格式建立了HCDA分析的有限元计算公式,编制了相应的有限元计算程序,对快堆假想堆芯破损事故进行了流固耦合分析。用国际常用于检验快堆分析程序的CONT标准考题进行了验证,结果与国外多个程序的计算结果相吻合。
关键词
快堆
假想
堆芯破损
事故
有限元
任意拉格朗日欧拉格式
流固耦合
Keywords
liquid-metal fast breeder reactor (LMFBR)
hypothetical core disruptive accident (HCDA)
finite element method (FEM)
arbitrary Lagrangrian-Eulerian (ALE) method
fluid-structure interaction
分类号
O33 [理学—一般力学与力学基础]
O35 [理学—流体力学]
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职称材料
题名
CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算
5
作者
孙博文
喻宏
机构
中国原子能科学研究院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2020年第6期1049-1053,共5页
文摘
假想堆芯解体事故是一种概率极低,但理论上最为危险的快堆事故之一。在该事故过程中,堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。本文对示范快堆进行了泄漏途径分析,构建并完善主要流道通的模型,通过FLUENT进行了网格无关性检验与时间步长无关性检验,论证了数值计算的可靠性,并采用了一种较为精确的计算方案。计算得到单相流体条件下在1s内钠的总泄漏量为601.4kg,该结果是一个较为保守的结论。
关键词
快堆
假想
堆芯解体
事故
计算流体力学
钠泄漏
Keywords
Liquid-metal Fast Breeder Reactor
Hypothetical Core Disruptive Accident
Computational Fluid Dynamics
Sodium Leakage
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
贮液容器爆炸事故中的载荷模型及能量释放分析
被引量:
1
6
作者
刘闯
张雄
陆明万
机构
清华大学
出处
《压力容器》
2004年第7期23-27,共5页
基金
国家环保总局核安全司主持的国家高技术研究发展 (八六三 )计划课题资助
文摘
对贮液容器内部低速炸药爆炸载荷模型的选取及其能量释放的分析进行了研究。以液态金属快中子增殖反应堆的假想堆芯破损事故为例 ,评价了国外采用的各种低速炸药爆炸载荷计算模型及事故中总释放能量的估计方法 ,提出用能量释放总量来反推载荷模型初始条件的“5 %截断准则”。
关键词
低速爆炸载荷
能量释放
快中子增殖反应堆
假想
堆芯破损
事故
Keywords
low density explosion load
energy release
Liquid-Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR)
Hypothetical Core Disruptive Accident (HCDA)
分类号
O38 [理学—流体力学]
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职称材料
题名
钠冷快增殖堆钠雾火分析计算
被引量:
5
7
作者
王学容
骆纯珊
单建强
朱继洲
机构
西安交通大学
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2001年第3期218-222,231,共6页
基金
国家自然科学基金资助项目 (批准号 19785 0 0 2 )
文摘
在钠冷快增殖堆假想事故中 ,由于管道破裂 ,钠喷出到有氧的房间引起钠雾火 ,导致房间内温度及压力的上升。在NACOM单个液滴燃烧模型的基础上 ,考虑燃烧钠液滴的运动以及由于钠液滴与气体的热平衡关系 ,并忽略由于液滴间的相互作用影响 ,编制程序SPCOM。对钠雾火过程中涉及的液滴运动、液滴燃烧、喷雾燃烧以及质量热量传递问题进行了模拟。计算了钠雾火引起的房间的温度及压力瞬变 ,并与实验进行了比较 。
关键词
钠冷快增殖堆
钠雾火
钠燃料
数学模型
假想事故
冷却剂
安全
Keywords
LMFBRs
Sodium spray fire
Combustion
分类号
TL425 [核科学技术—核技术及应用]
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析
被引量:
5
8
作者
马敬
麻锦琳
李锐柔
机构
中国核电工程有限公司
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第2期333-338,共6页
文摘
随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据核燃料后处理厂可行性研究阶段的工程方案对运行状态和事故工况下的放射性流出物进行了估算,并参照我国核电环评相关标准规范对200吨/年核燃料后处理厂投运后可能对环境的影响程度进行了分析预测,可以作为审管当局决策的重要依据。
关键词
核燃料后处理
正常运行状态
选址
假想事故
剂量
Keywords
nuclear fuel
reprocessing
normal operation status
postulated siting accident
dose
分类号
TL384 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
ACP100非居住区边界剂量环境影响评估
9
作者
刘健
兰兵
赵传奇
胡文超
杨静远
机构
生态环境部核与辐射安全中心
出处
《核电子学与探测技术》
CAS
北大核心
2020年第4期527-531,共5页
文摘
介绍了ACP100发生选址假想事故后,对非居住区边界剂量环境影响的评估方法。基于RG 1.183建立了ACP100选址假想事故后释放到环境的源项计算模型,并结合厂址的气象条件采用PAVA N程序得到非居住区边界剂量,研究了裂变产物释放方式、照射时间、自然去除、厂址气象条件和源项对非居住区边界剂量的影响。结果表明:上述因素对剂量均有较大的影响,确定ACP100非居住区的边界应考虑这些因素。
关键词
非居住区
剂量评估
源项
选址
假想事故
Keywords
Exclusion Area
Dose
Source Term
Postulated Siting Accident
分类号
TL92 [核科学技术—核燃料循环与材料]
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职称材料
题名
液体飞溅及冲击壁面问题的分析
被引量:
1
10
作者
刘闯
张雄
陆明万
机构
清华大学工程力学系
出处
《清华大学学报(自然科学版)》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2005年第5期662-665,共4页
基金
国家"八六三"高技术项目(614-01-02)
文摘
剧烈运动的液体中飞溅出来的液团对壁面冲击会引发容器的安全性问题,为此该文对液体飞溅及冲击壁面问题的数值模拟方法进行了研究。综合各种运动界面数值模拟方法,建立了液团飞溅的临界条件。基于动能定理以及弹性力学的Boussinesq解和Flamant解分别导出了三维和二维轴对称情况下壁面冲击载荷计算公式。将该方法应用于液态金属快中子增殖堆的假想堆芯破损事故分析,结果与多个程序的计算结果较好吻合,说明该方法是可行的。
关键词
冲击载荷
液体飞溅
快中子增殖反应堆
假想
堆芯破损
事故
Keywords
impact load
liquid splash
liquid-metal fast breeder reactor
hypothetical core disruptive accident
分类号
O347.1 [理学—固体力学]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核动力厂选址假想事故源项的探讨
张琳
陈晓秋
李冰
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
2015
2
下载PDF
职称材料
2
CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析
李茂辉
杨成德
邓门才
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2009
0
下载PDF
职称材料
3
双层安全壳对选址假想事故源项的影响分析
黄树明
高健伟
刘亚
《产业与科技论坛》
2018
0
下载PDF
职称材料
4
用ALE格式有限元法分析快中子增殖堆的假想堆芯破损事故
刘闯
张雄
陆明万
《工程力学》
EI
CSCD
北大核心
2006
0
下载PDF
职称材料
5
CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算
孙博文
喻宏
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2020
0
下载PDF
职称材料
6
贮液容器爆炸事故中的载荷模型及能量释放分析
刘闯
张雄
陆明万
《压力容器》
2004
1
下载PDF
职称材料
7
钠冷快增殖堆钠雾火分析计算
王学容
骆纯珊
单建强
朱继洲
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2001
5
下载PDF
职称材料
8
核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析
马敬
麻锦琳
李锐柔
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015
5
下载PDF
职称材料
9
ACP100非居住区边界剂量环境影响评估
刘健
兰兵
赵传奇
胡文超
杨静远
《核电子学与探测技术》
CAS
北大核心
2020
0
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职称材料
10
液体飞溅及冲击壁面问题的分析
刘闯
张雄
陆明万
《清华大学学报(自然科学版)》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2005
1
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