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  • 5 篇 热分层
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机构

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作者

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  • 210 篇 中文
检索条件"机构=华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室"
210 条 记 录,以下是41-50 订阅
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AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析
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原子能科学技术 2016年 第6期50卷 1027-1033页
作者: 刘雨 党俊杰 陆道纲 曾晓佳 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 中国核电工程有限公司 北京100840
地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量... 详细信息
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SA508钢表面临界热流密度强化试验研究
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核动力工程 2020年 第5期41卷 30-34页
作者: 秦菲 刘汉周 胡练 陈德奇 钟达文 重庆大学低品位能源利用技术及系统重点实验室 重庆400044 华北电力大学北京市非能动核能安全技术实验室 北京102206
利用“冷喷涂”多孔涂层制备技术,在反应堆压力容器真实材料SA508Gr3碳钢试验件表面制备了微米尺度多孔涂层。通过可旋转实验装置,在常压下开展了下朝向不同角度条件下池沸腾SA508钢试验件光表面、冷喷涂涂层表面的临界热流密度(CHF)试... 详细信息
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朝下多尺度沟槽翅片结构表面沸腾换热实验研究
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化工学报 2023年 第7期74卷 2880-2888页
作者: 史昊鹏 钟达文 廉学新 张君峰 华北电力大学北京市非能动核能安全技术重点实验室 北京102206 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240
压力容器外部冷却(ERVC)技术作为实现核反应堆堆内熔融物滞留(IVR)的技术手段,存在实现更高换热速率的需求。采用可旋转朝下平板换热表面模拟ERVC过程中下封头局部位置的沸腾状况,基于冷喷涂(CS)的增材制造(AM)技术在换热表面上制备出... 详细信息
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压水堆严重事故下封头热斑计算
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原子能科学技术 2017年 第7期51卷 1214-1218页
作者: 周涛 王尧新 杨旭 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 华北电力大学核热工安全和标准化研究所 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206
压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下... 详细信息
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结合AMTEC的小型自然循环快堆的关键技术研究
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原子能科学技术 2016年 第9期50卷 1570-1579页
作者: 陆道纲 张勋 李宗洋 郭超 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 深圳中广核工程设计有限公司 广东深圳518124
为满足远距离无人值守化等极端环境下的电源可靠供给,本文提出了一种结合碱金属热电转换器(AMTEC)的小型模块化反应堆(SMR)的概念,即SMR-AMTEC系统。针对该小型模块化反应堆的概念设计,本文研发了3项关键技术,即:基于转鼓的堆物理控制技... 详细信息
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非能动安全壳局部分层及分区计算研究
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原子能科学技术 2018年 第5期52卷 891-895页
作者: 王升飞 王晔云 郝祖龙 玉宇 吕雪峰 牛风雷 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 中国核电工程有限公司 北京100840
搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序... 详细信息
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简化反应堆一回路系统自然循环的动态比例特性研究
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原子能科学技术 2021年 第8期55卷 1386-1394页
作者: 李向宾 詹奔腾 王忠毅 李浩永 华北电力大学 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 国家电投集团科学技术研究院有限公司 北京102209
在反应堆安全领域,合适的比例分析对非能动系统实验台架的设计起到了关键作用。为深入了解比例缩放时自然循环瞬态过程的变化机理,基于简化反应堆一回路系统,分别采用H2TS(双向分层比例分析)和DSS(动态比例分析)方法进行了自然循环的比... 详细信息
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基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究
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核动力工程 2022年 第6期43卷 79-84页
作者: 冯千懿 郭张鹏 李仲春 张家语 赵后剑 阮旸晖 玉宇 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 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 成都610213
主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使... 详细信息
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用于快堆主容器支撑的电磁阻尼隔震技术的研究
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核科学与工程 2016年 第5期36卷 646-650页
作者: 孙妍妍 陆道纲 曾晓佳 赵亮 赫连仁 贾唐堂 马翔凤 华北电力大学 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206
快堆核电站设计特点是高温薄壁,与压水堆的低温厚壁比起来,更需要考虑抗震设计。区别于传统的叠层橡胶和铅芯橡胶等隔震技术,本文提出了基于电磁阻尼原理的隔震技术。为了验证其有效性,制作了一个简易的电磁阻尼隔震支座,用作一个贮水... 详细信息
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多堆厂址始发事件分析探讨
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原子能科学技术 2021年 第11期55卷 2043-2047页
作者: 冯琬昕 徐志新 玉宇 刘灌钰 彭礼韬 中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室 广东深圳518172 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206
多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组... 详细信息
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