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主题

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作者

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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"
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非惯性系中流体质量力程序计算及验证
非惯性系中流体质量力程序计算及验证
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第十五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学术年会
作者： 周磊 昝元峰 闫晓 陈炳德 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
运动条件下的热工水力问题通常需要在非惯性系中进行研究,从而引出重力的坐标变换和运动附加力计算的问题。本文基于非惯性系中流体质量力通用展开式,开发了计算程序模块并验证。本文可供运动条件下热工水力分析程序开发提供提供支撑。
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带定位格架棒束通道出口温场分布特性实验研究
带定位格架棒束通道出口温场分布特性实验研究
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第十六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2019年学术年会
作者： 仇子铖 郎雪梅 谢士杰 杜代全 昝元峰 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
对单相条件下带定位格架棒束通道出口温场分布特性进行了实验研究。实验中,系统压力为7.0～16.5 MPa,流量为8.3～42.6 t/h,入口温度为150～210℃,试验段进出口温差为30～110℃。实验结果表明,在压水堆运行参数范围内,带定位格架棒束通... 详细信息
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模块化小型堆全厂断电72小时运行特性试验研究
模块化小型堆全厂断电72小时运行特性试验研究
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中国核学会2017年学术年会
作者： 黄志刚 彭传新 鲁晓东 张妍 昝元峰 卓文彬 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
模块化小型堆采用了非能动安全系统设计方案,是具有第三代核电技术水平的革新型反应堆,系统的固有安全性高。非能动余热排出系统是非能动安全系统的重要组成部分,在发生全厂断电事故时,非能动余排系统自动投入,依靠余排冷却器和堆芯之... 详细信息
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一个适用于矩形通道的简单DNB模型
一个适用于矩形通道的简单DNB模型
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中国核学会2017年学术年会
作者： 周磊 昝元峰 闫晓 陈炳德 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
偏离泡核沸腾(DNB)是压水堆热工设计的关键输入参数。本文基于积分形式的微液膜蒸干机理,构建出一个极简化的DNB机理模型。模型物理意义清晰,不含依赖于临界实验的可调经验系数,而求解过程大幅度简化。对近400组矩形通道DNB实验数据计... 详细信息
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核岛通风系统金属风管变形评估及改进
核岛通风系统金属风管变形评估及改进
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第十六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2019年学术年会
作者： 黄军 曹念 李勇 郑华 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
针对某核电站通风系统部分金属风管存在变形、腐蚀及高温变色的现象,依据国标中的相关规定,对核岛通风系统风管缺陷进行了评估核算;分析了目前状态能否继续运行,是否需要进行改进;分析了该系统金属风管存在变形、腐蚀及高温变色的原因,... 详细信息
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紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究
紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究
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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会
作者： 谢峰 徐建军 黄彦平 杨祖毛 王鸿韬 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
紧密排列堆芯是一种先进的堆芯组件布置技术,堆芯燃料组件采用紧密布置,通过降低堆芯中慢化剂与核燃料的体积比值,有效地减少了堆芯体积和重量,大大提高了铀资源的有效利用率,具有提高堆芯体积功率密度和延长燃耗寿期等优点。紧密排列... 详细信息
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入口过冷度对密度波流动不稳定性的影响研究
入口过冷度对密度波流动不稳定性的影响研究
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第十六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2019年学术年会
作者： 唐瑜 陈炳德 熊万玉 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
以加热段长度1000mm,截面尺寸为50 mm×2 mm的矩形并联双通道为实验本体,在压力5MPa～12MPa,入口过冷度5℃～125℃的参数范围内,开展了密度波流动不稳定性实验,获得了入口过冷度对流动不稳定界限参数的非线性影响。此外,在Npch-Nsu... 详细信息
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水平圆管Dryout型临界热流密度理论研究
水平圆管Dryout型临界热流密度理论研究
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中国核学会2019年学术年会
作者： 彭传新 卓文彬 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
本文对水平圆管内低质量流速临界热流密度进行了理论研究,分析了水平圆管重力对环状流液膜厚度和汽芯中液滴的分布、夹带和沉积的影响,建立了水平圆管环状流条件下的液膜分布、液滴沉积和夹带模型,形成了水平圆管干涸(Dryout)型临界热... 详细信息
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超临界水自然循环不稳定性的实验观察
超临界水自然循环不稳定性的实验观察
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中国核学会2013年学术年会
作者： 吕发 黄彦平 王艳林 闫晓 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
通过建立超临界水自然循环实验回路(NPIC—SCNCL),在超临界压力下开展了自然循环不稳定性的实验研究,实验压力范围为22.6～24.3 MPa。实验中观察到了自然循环不稳定性。实验结果表明,在超临界压力下,当加热段出口流体温度接近临界温度... 详细信息
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螺旋绕肋棒束燃料组件临界热流密度特性研究
螺旋绕肋棒束燃料组件临界热流密度特性研究
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中国核学会2017年学术年会
作者： 谢峰 徐建军 黄彦平 杨祖毛 王鸿韬 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
堆芯组件临界热流密度(CHF)是反应堆热工安全的重要研究内容,是评价堆芯燃料组件热工性能的重要指标,其大小直接关系到反应堆的安全性和经济性。螺旋绕肋棒束堆芯燃料组件是一种先进的堆芯燃料元件结构,采用绕肋定位,其临界热流密度特... 详细信息
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