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T=题名（书名、题名），A=作者（责任者），K=主题词，P=出版物名称，PU=出版社名称，O=机构（作者单位、学位授予单位、专利申请人），L=中图分类号，C=学科分类号，U=全部字段，Y=年（出版发行年、学位年度、标准发布年）

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AND代表“并且”；OR代表“或者”；NOT代表“不包含”；(注意必须大写,运算符两边需空一格)

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范例一：(K=图书馆学 OR K=情报学) AND A=范并思 AND Y=1982-2016
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143 篇 会议

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143 篇 电子文献
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学科分类号

143 篇 工学
- 104 篇 核科学与技术
- 24 篇 电气工程
- 20 篇 动力工程及工程热...
- 4 篇 力学（可授工学、理...
- 3 篇 仪器科学与技术
- 1 篇 机械工程
- 1 篇 光学工程
- 1 篇 材料科学与工程（可...
- 1 篇 电子科学与技术（可...
- 1 篇 控制科学与工程
- 1 篇 石油与天然气工程
2 篇 理学
- 1 篇 物理学
- 1 篇 系统科学

主题

10 篇 自然循环
9 篇 数值模拟
7 篇 严重事故
6 篇 高温气冷堆
6 篇 热工水力
5 篇 cfd
5 篇 自然对流
4 篇 蒸汽发生器
4 篇 超临界水
4 篇 安全壳
4 篇 超临界二氧化碳
3 篇 事故分析
3 篇 不确定性分析
3 篇 relap5
3 篇 ap1000
3 篇 两相流动
3 篇 试验研究
3 篇 melcor
3 篇 传热
3 篇 流型

机构

26 篇 清华大学
23 篇 西安交通大学
15 篇 哈尔滨工程大学
9 篇 上海交通大学
7 篇 国核华清核电技术...
6 篇 中国核动力研究设...
6 篇 华北电力大学
5 篇 重庆大学
5 篇 中国科学技术大学
5 篇 中国核电工程有限...
4 篇 中科华核电技术研...
4 篇 中国核动力研究设...
4 篇 动力工程多相流国...
3 篇 大连理工大学
3 篇 环境保护部核与辐...
3 篇 华北水利水电大学
3 篇 中核核反应堆热工...
3 篇 中科华核电技术研...
3 篇 中国原子能科学研...
3 篇 上海核工程研究设...

作者

12 篇 秋穗正
11 篇 苏光辉
9 篇 田文喜
8 篇 姜胜耀
7 篇 孙中宁
6 篇 单建强
6 篇 黄彦平
5 篇 潘良明
5 篇 杨星团
5 篇 陆道纲
4 篇 周艳民
4 篇 谷海峰
4 篇 毕勤成
4 篇 王建军
3 篇 朱晓静
3 篇 卓文彬
3 篇 苗壮
3 篇 顾汉洋
3 篇 王为术
3 篇 张大林

语言

143 篇 中文

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排序：

带绕丝四棒束超临界水传热特性实验研究

带绕丝四棒束超临界水传热特性实验研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：胡振枭陶家琪李虹波顾汉洋上海交通大学核科学与工程学院中科华核电技术研究院

针对两流程带绕丝定位的2×2棒束,开展了超临界水流动传热实验研究。试验工况涵盖压力23～26MPa、质量流速400～1200 kg/m2s、热流密度300-1000 kW/m2。两个流程之间的换热特性与试验段进出口流体温度区间有很大的关系。系统参数包... 详细信息

针对两流程带绕丝定位的2×2棒束,开展了超临界水流动传热实验研究。试验工况涵盖压力23～26MPa、质量流速400～1200 kg/m2s、热流密度300-1000 kW/m2。两个流程之间的换热特性与试验段进出口流体温度区间有很大的关系。系统参数包括压力、质量流速和热流密度对棒束区换热特性影响规律与单管内的传热规律一致。绕丝能增强换热但在q/G较大的情况下,棒束内仍会出现明显的传热恶化现象。

关键词：超临界水 2×2棒束传热恶化

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ERVC流道内伴随闪蒸的流动不稳定性

ERVC流道内伴随闪蒸的流动不稳定性

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：王亮亮王凡徐辉贺隆坤匡波刘鹏飞上海交通大学核科学与工程学院

本文旨在研究上海交通大学REPEC-II全尺寸工程验证台架上的闪蒸现象和流动不稳定性。采用实验数据与数值计算相结合的方法,在此基础上研究了不同入口冷却剂温度、不同功率水平、不同功率分布形状下REPEC-II实验台架发生的闪蒸现象以及E... 详细信息

本文旨在研究上海交通大学REPEC-II全尺寸工程验证台架上的闪蒸现象和流动不稳定性。采用实验数据与数值计算相结合的方法,在此基础上研究了不同入口冷却剂温度、不同功率水平、不同功率分布形状下REPEC-II实验台架发生的闪蒸现象以及ERVC流道内的流动不稳定性。研究结果表明:影响稳定域的主要因素是入口水温与加热功率。在此基础上找出了符合本实验条件的稳定域。

关键词： ERVC流动特性不稳定性闪蒸实验数值模拟

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基于OpenFOAM的气水两相分布数值模拟研究

基于OpenFOAM的气水两相分布数值模拟研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：陈薇孙灿辉国核(北京)科学技术研究院有限公司

基于开源CFD计算软件OpenFOAM,以DEDALE试验为研究对象,模拟了该试验工况下气-水两相局部参数分布特性,如:空泡份额、气相速度、液相速度,计算结果与试验数据符合较好。并对界面浓度模型进行了敏感性分析,分别为:I.假设界面浓度为定值;*... 详细信息

基于开源CFD计算软件OpenFOAM,以DEDALE试验为研究对象,模拟了该试验工况下气-水两相局部参数分布特性,如:空泡份额、气相速度、液相速度,计算结果与试验数据符合较好。并对界面浓度模型进行了敏感性分析,分别为:I.假设界面浓度为定值;*** and Kim界面浓度模型;结果表明:两个模型计算结果并无显著差异,对于选定的计算工况,由Ishii and Kim界面浓度模型计算得到的气泡直径与试验结果差别较大,表明针对DEDALE试验工况,模型或经验系数有待进一步改进。

关键词：气-水两相界面浓度 OpenFOAM

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AP1000核电站严重事故下一回路卸压时机敏感性分析

AP1000核电站严重事故下一回路卸压时机敏感性分析

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：张蕾黄挺崔成鑫陈炼国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司

一回路卸压对核电站严重事故预防至关重要。AP1000核电站通过自动卸压系统(ADS)进行一回路卸压以建立堆芯长期冷却,防止严重事故发生。若第四级ADS(ADS4)自动开启失效则需操作员采用手动卸压。本文使用堆芯一体化程序MAAP4对AP1000核电... 详细信息

一回路卸压对核电站严重事故预防至关重要。AP1000核电站通过自动卸压系统(ADS)进行一回路卸压以建立堆芯长期冷却,防止严重事故发生。若第四级ADS(ADS4)自动开启失效则需操作员采用手动卸压。本文使用堆芯一体化程序MAAP4对AP1000核电站ADS4不同的手动卸压时机进行了敏感性计算,以完善严重事故管理导则(SAMG)。分析得到的结论表明现有SAMG关于ADS4卸压时间的要求可有效缓解严重事故的发生。

关键词： AP1000 一回路泄压 ADS4 SAMG

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球初始堆积高度对球流运动特性影响研究

球初始堆积高度对球流运动特性影响研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：桂南杨星团屠基元姜胜耀清华大学核能与新能源技术研究院墨尔本皇家理工大学航空机械及制造工程学院

采用三种不同数目的颗粒,采用离散元方法对不同的球堆积高度(数目)对球床内球流运动的影响进行模拟研究。通过唯象比较和球流速度的定量分析,发现初始时段球床内泄流状态受球堆积高度影响较大,较低堆积高度时球界面呈深V型,反之亦然;在... 详细信息

采用三种不同数目的颗粒,采用离散元方法对不同的球堆积高度(数目)对球床内球流运动的影响进行模拟研究。通过唯象比较和球流速度的定量分析,发现初始时段球床内泄流状态受球堆积高度影响较大,较低堆积高度时球界面呈深V型,反之亦然;在运动基本达到稳定后,球床堆积高度对球界面变化的影响不大,表明球堆积高度对球流球运动界面的影响是暂态的,即球滞留特性受球堆积高度影响不大。

关键词：高温气冷堆堆芯球流堆积高度离散元

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乏燃料干式贮存容器衰变热导出分析

乏燃料干式贮存容器衰变热导出分析

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：周有新宋磊陈军中科华核电技术研究院

与湿式贮存相比,乏燃料干式贮存是一种安全、经济、灵活的乏燃料中间贮存方案,干式贮存容器的衰变热导出特性好坏直接关系到其贮存乏燃料的安全性。本文采用CFD计算程序STAR-CD/CCM+,通过对HI-STORM 100型装载32组乏燃料组件的干式贮存... 详细信息

与湿式贮存相比,乏燃料干式贮存是一种安全、经济、灵活的乏燃料中间贮存方案,干式贮存容器的衰变热导出特性好坏直接关系到其贮存乏燃料的安全性。本文采用CFD计算程序STAR-CD/CCM+,通过对HI-STORM 100型装载32组乏燃料组件的干式贮存容器建立乏燃料组件多孔介质模型,成功模拟了容器中封闭空间内氦气的自然循环流动。对比分析结果表明,在此类型容器内建立氦气的微循环是乏燃料贮存容器衰变热导出的关键环节,本文同时从提高衰变热导出性能角度提出了后续改进容器设计的建议。

关键词：乏燃料干式贮存容器衰变热导出

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基于全压力容器CFD分析的硼输运模拟方法研究

基于全压力容器CFD分析的硼输运模拟方法研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：李捷李峰冉旭中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

硼稀释现象对反应堆安全影响重大,其关键在于硼浓度输运模拟。以往采用系统程序和局部CFD方法模拟均得不到较为合理的硼浓度分布。本文首次建立全压力容器CFD模型对硼浓度输运进行了模拟。对离散格式进行研究,表明采用高精度格式可抑制... 详细信息

硼稀释现象对反应堆安全影响重大,其关键在于硼浓度输运模拟。以往采用系统程序和局部CFD方法模拟均得不到较为合理的硼浓度分布。本文首次建立全压力容器CFD模型对硼浓度输运进行了模拟。对离散格式进行研究,表明采用高精度格式可抑制假扩散,得到更为合理的硼浓度分布。同时对湍流施密特数和湍流模型影响进行评价,表明其对结果影响大,需要通过开展实验核定。通过比较全压力容器分析结果和局部模拟发现,两种模拟方式得到的硼浓度分布差异很大,因此,以往仅模拟下腔室和下降段的模拟方式不合适。

关键词：全压力容器CFD分析硼输运假扩散湍流模型湍流施密特数

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不同点火器位置下氢气-空气混合气体燃烧特性试验分析

不同点火器位置下氢气-空气混合气体燃烧特性试验分析

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：翟书伟胡珀杜卡帅上海交通大学核科学与工程学院

压水堆核电站发生严重事故时会有大量氢气释放到安全壳与空气混合形成可燃混合气体,这种情况下为了保证安全壳的完整性,点火器燃烧缓解措施被广泛应用。本文在1个立式圆柱罐体内于不同点火器位置下进行4%、5%、6%浓度下的氢气燃烧试验... 详细信息

压水堆核电站发生严重事故时会有大量氢气释放到安全壳与空气混合形成可燃混合气体,这种情况下为了保证安全壳的完整性,点火器燃烧缓解措施被广泛应用。本文在1个立式圆柱罐体内于不同点火器位置下进行4%、5%、6%浓度下的氢气燃烧试验。试验结果表明,燃烧过程在浮升力的作用下有明显的方向性,点燃后火焰沿罐体中心向上传播,到达顶部后沿罐体四周向下传播;燃烧过程火焰传播速度较低,为缓慢燃烧。

关键词：氢气风险点火器氢气燃烧火焰传播

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内置方形发热体的封闭方腔自然对流数值研究

内置方形发热体的封闭方腔自然对流数值研究

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：马崇扬张东辉王长茂中国原子能科学研究院

对内置方形发热体的封闭方腔自然对流进行了二维层流稳态数值模拟,采用有限容积法,同位网格SIMPLE算法,流体符合Boussinesq假设。计算参数取值:Prantl数(Pr=0.7),Rayleigh数范围从103～106,L/H=0.1、0.2和0.3。数值结果表明:Rayleigh数... 详细信息

对内置方形发热体的封闭方腔自然对流进行了二维层流稳态数值模拟,采用有限容积法,同位网格SIMPLE算法,流体符合Boussinesq假设。计算参数取值:Prantl数(Pr=0.7),Rayleigh数范围从103～106,L/H=0.1、0.2和0.3。数值结果表明:Rayleigh数和L/H值的改变对方腔内温度场分布和涡流结构有显著影响。平均Nusselt数随Rayleigh数的增加而增加,当Ra≤104时,平均Nusselt数随Rayleigh数增加幅度较为平缓;当Ra>104时,平均Nusselt随Rayleigh数增加的幅度变大。在相同Rayleigh数条件下,平均Nusselt数随L/H值增加而减少。

关键词：封闭方腔自然对流发热体数值研究

来源：评论

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不同混合气体浓度对氢气燃烧行为影响分析

不同混合气体浓度对氢气燃烧行为影响分析

引用

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：杜卡帅胡珀翟书伟上海交通大学核科学与工程学院

本文在直径为2m,高度为4m的圆柱型罐体上,进行点火器位于罐内下部位置,混合气体中氢气体积分数依次为4.33%、5.17%、7.38%和9.38%的点火器试验,探索了气体点燃后罐内压力、气体温度、火焰信号和H2浓度等变化。结果发现,氢气体积分数在4... 详细信息

本文在直径为2m,高度为4m的圆柱型罐体上,进行点火器位于罐内下部位置,混合气体中氢气体积分数依次为4.33%、5.17%、7.38%和9.38%的点火器试验,探索了气体点燃后罐内压力、气体温度、火焰信号和H2浓度等变化。结果发现,氢气体积分数在4%以下时,不能被点燃;当体积分数在8%以上时,燃烧比较完全,温度和压力明显升高。燃烧过程中火焰同时向顶部和四周扩散,但向上传播速度明显较快。

关键词：氢气风险点火器氢气燃烧火焰传播

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