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作者

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语言

  • 347 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院中核核反应堆系统设计/热工水力重点实验室"
347 条 记 录,以下是191-200 订阅
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基于CFD方法的蒸汽发生器管子支承板水力特性试验规模分析
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核动力工程 2016年 第4期37卷 39-43页
作者: 李勇 朱海雁 文博 赵二雷 昝元锋 卓文彬 李朋洲 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610041
采用计算流体力学(CFD)方法对不同规模和结构的管子支承板(TSP)试验模拟体的水力性能进行计算模拟。对比分析发现,含1/3和1/2管孔结构的正六边形模拟体阻力特性、流场结构和流量分配特性与原型基本相同,受流道边壁影响最小,可作为试验... 详细信息
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高压条件下矩形并联双通道流动不稳定与沸腾临界现象分布区域的实验研究
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核动力工程 2016年 第2期37卷 60-64页
作者: 唐瑜 陈炳德 熊万玉 黄彦平 徐建军 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610041
以截面尺寸为50 mm×2 mm的矩形并联双通道为实验本体,进行12~15 MPa的压力下密度波流动不稳定与沸腾临界的实验研究研究发现:在高压条件下,随着压力和质量流速的增加,发生沸腾临界的热工参数范围扩大,而流动不稳定区域相应缩小... 详细信息
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倾斜条件下并联矩形通道流动不稳定性实验研究
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原子能科学技术 2016年 第9期50卷 1600-1605页
作者: 唐瑜 陈炳德 熊万玉 黄彦平 徐建军 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
以截面尺寸为50mm×2mm的矩形并联双通道为实验本体,开展了倾斜条件下密度波流动不稳定性实验研究。主要参数范围为:压力,3~8 MPa;质量流速,300~800kg/(m^2·s);入口温度,180~270℃;倾斜角度,0°~30°。通过分析实验结... 详细信息
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摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡时空分布特性
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化工学报 2016年 第6期67卷 2277-2283页
作者: 鲍伟 陈炳德 徐建军 谢添舟 黄彦平 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
过冷流动沸腾在能、动力、化工等工业领域广泛存在,局部空泡分布特性的准确预测对构建两相流数理模型及两相流动压降和传热特性计算均具有重要意义。实验借助光学探针测量手段研究摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡分布特性,并提出多... 详细信息
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竖直圆管内低压过冷沸腾相分布特性实验研究
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原子能科学技术 2016年 第8期50卷 1381-1386页
作者: 鲍伟 陈炳德 徐建军 谢添舟 黄彦平 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
实验采用双探头光学探针对内径24mm竖直圆管内低压过冷沸腾局部空泡份额、界面面积浓度及汽泡尺寸等局部相界面参数径向分布特性进行了研究实验结果表明:竖直圆管内过冷沸腾相分布形态呈现轴对称特性,随着热流密度的增大,相分布形态... 详细信息
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采用FFT方法对横摇条件下热耦合流动不稳定性的分析
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原子能科学技术 2016年 第9期50卷 1592-1599页
作者: 鲁晓东 陈炳德 王艳林 彭传新 昝元锋 黄彦平 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
基于开发的海洋条件下热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下芯发生热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下芯发生流动不稳... 详细信息
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矩形窄缝通道低压低流速流动不稳定起始点实验研究
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原子能科学技术 2016年 第11期50卷 1998-2002页
作者: 王俊峰 黄彦平 王艳林 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
针对截面为40mm×3mm的竖直矩形窄缝通道,在低压低流速条件下,对其流动不稳定起始点(OFI)进行了可视化实验研究。观察到了OFI出现时通道内对应的汽泡以及流型分布等微观特征;基于可视化观察结果,定性分析了OFI出现的内在机理;获得... 详细信息
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升潜条件对圆管通道内两相压降特性的影响研究
升潜条件对圆管通道内两相压降特性的影响研究
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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会
作者: 谢添舟 徐建军 陈炳德 鲍伟 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室
针对圆管通道开展了升潜条件下气液两相压降特性实验,获得了升潜条件对瞬时及时均两相压降的影响规律,在此基础上构建了升潜条件下两相瞬时压降计算模型,与实验结果对比符合很好。根据实验数据和模型计算结果分析了升潜条件对各压降分... 详细信息
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环形通道内再淹没流动沸腾的可视化实验研究
环形通道内再淹没流动沸腾的可视化实验研究
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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会
作者: 王金宇 王均 昝元锋 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室
本文利用可视化实验手段观察环形通道内再淹没过程的流动沸腾现象,通过对比不同工况下的可视化图像和骤冷曲线,研究初始壁温、入口温度对再淹没过程流型和传热过程的影响规律,发现在本参数范围内,初始壁温主要通过储热影响再淹没过程,... 详细信息
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复杂条件下Dryout型沸腾临界理论模型研究
复杂条件下Dryout型沸腾临界理论模型研究
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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会
作者: 彭传新 陈炳德 卓文彬 昝元峰 鲁晓东 黄彦平 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室
分析了复杂条件引起的附加力对矩形通道内环状流液膜厚度和汽芯中液滴的分布、夹带和沉积的影响,建立了复杂条件下的液膜分布、液滴沉积和夹带模型,形成复杂条件下矩形通道内干涸(Dryout)型临界热流密度(CHF)机理模型。并采用复杂条件... 详细信息
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