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作者

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  • 681 篇 中文
检索条件"机构=哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验在室"
681 条 记 录,以下是651-660 订阅
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湍流模型堆芯热工水力性能分析中的应用
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原子能科学技术 2011年 第1期45卷 20-24页
作者: 曾和义 郭赟 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
针对正三角形布置堆芯棒束燃料通道内冷却剂充分发展湍流流场模拟,对比分析了计算流体动力学软件湍流模型对复杂流道内湍流流场模拟结果的影响。结果表明:湍流模型选取的不同对模拟结果有着显著影响,由于堆芯几何结构复杂,冷却剂流动为... 详细信息
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直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响
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原子能科学技术 2011年 第12期45卷 1466-1471页
作者: 郝承明 刘新凯 彭敏俊 夏庚磊 刘建阁 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 海军装备研究院舰船所核动力室 北京100161
一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器(OTSG),特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现一定的运行区域,低负荷时可采用OTSG分... 详细信息
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基于邻域粗糙集和决策树算法的核电厂故障诊断方法
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原子能科学技术 2011年 第1期45卷 44-47页
作者: 慕昱 夏虹 刘永阔 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院 四川成都610041
核动力装置系统复杂,需要采集和监测的变量较多,这给装置故障诊断增加了困难。针对该问题提出基于邻域粗糙集的参数约简算法,该算法实现了实数空间的粒度计算,可直接处理数值型参数,无需离散化参数。此基础上,采用决策树算法对核电厂... 详细信息
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环隙窄缝通道管间脉动不稳定性分析
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原子能科学技术 2011年 第9期45卷 1034-1039页
作者: 夏庚磊 董化平 彭敏俊 郭赟 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室 四川成都610041
针对套管式直流蒸汽发生器传热管环隙窄缝通道的流动,利用RELAP5/MOD3.4程序进行计算分析,讨论了节点数目和并行通道根数对流动不稳定起始点的影响。结果表明:利用程序进行计算前需对所分析问题的节点数目进行优化选取。根据优化结果... 详细信息
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核电站分布式智能故障诊断系统研究与设计
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原子能科学技术 2011年 第6期45卷 688-694页
作者: 刘永阔 谢春丽 成守宇 夏虹 中国核动力研究设计院 四川成都610041 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 东北林业大学交通学院 黑龙江哈尔滨150040
为进一步减少核电站运行中发生故障后的误操作,根据核电站各设备功能分布及核电站数字化仪控系统分布式控制的特点,研究设计了核电站分布式状态监测与故障诊断系统。依据分解-综合的诊断思想,提出模糊神经网络和RBF神经网络进行分布式... 详细信息
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基于GM(1,1)模型与灰色马尔可夫GM(1,1)模型的核动力装置趋势预测方法研究
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原子能科学技术 2011年 第9期45卷 1075-1079页
作者: 刘永阔 谢春丽 于竹君 凌霜寒 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610041 东北林业大学交通学院 黑龙江哈尔滨150040
核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响... 详细信息
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核电站给水加热器建模与仿真
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应用科技 2011年 第6期38卷 67-72页
作者: 刘洪涛 彭敏俊 田兆斐 薛若军 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
核电站中所应用的给水加热器的建模是核电厂热力系统仿真的重要组成部分.文中建立了核电机组给水加热器双区多节点动态数学模型,并利用大亚湾核电站和秦山二期核电站中使用的高压给水加热器数据进行了稳态验证,仿真值与设计值相对误差... 详细信息
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熔盐堆的双流设计改进
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节能技术 2011年 第5期29卷 442-445页
作者: 韩东 王文林 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
熔盐堆(MSR)是六种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆,很多方面具有其它反应堆无法比拟的优点。相对于传统的单流熔盐堆设计,一个重大的有前途的变化就是回归到了橡树岭实验曾经为绝大多数熔盐堆而提出双流设计模型,通过对反应堆... 详细信息
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矩形窄通道内流动沸腾阻力特性实验研究
矩形窄通道内流动沸腾阻力特性实验研究
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中国核学会2011年年会
作者: 韩东 黄栋 高璞珍 陈勇 吕路路 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 150001
本文对矩形窄通道内流动沸腾阻力特性进行了实验研究,此基础上,讨论了影响矩形窄通道流动沸腾压降的 影响因素,并将实验值与经典关系式预测值进行了比较。研究结果表明:总压降随质量流量和出口含气率的增大而增 大;各分压力降中... 详细信息
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矩形窄通道内流动沸腾传热特性计算模型评价
矩形窄通道内流动沸腾传热特性计算模型评价
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中国核学会2011年年会
作者: 孔超 田瑞峰 谭思超 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 150001
本文针对矩形窄通道内流动沸腾传热特性进行了实验研究,此基础上,讨论了影响矩形窄流道内流动沸腾传 热特性的因素,并针对已有的计算传热系数的经验关系式窄通道内的适用性进行了研究。结果表明:影响窄通道内 沸腾传热特性的主... 详细信息
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