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  • 212 篇 中文
检索条件"机构=非能动核能安全技术北京市重点实验室"
212 条 记 录,以下是51-60 订阅
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基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制分布式仿真
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实验室研究与探索 2017年 第1期36卷 84-87页
作者: 郝祖龙 朱卉平 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
蒸汽发生器作为压水堆的核心部件,研究不同工况下它的水位动态特性对核电站的安全评估和水位控制系统设计具有重要意义。提出了一种基于LabVIEW和Simulink的蒸汽发生器水位控制仿真方法。用Matlab/Simulink搭建蒸汽发生器水位控制系统... 详细信息
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基于TDLAS技术的壳内气体温度测量
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实验室研究与探索 2015年 第10期34卷 59-61,80页
作者: 郝祖龙 辛明伟 王志远 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
针对热电偶测温法在安全壳传热实验中存在的不足,研究利用可调谐二极管激光吸收光谱(TDLAS)技术用于壳内温度的非接触式测量。简要介绍了TDLAS测温原理,依据一定规则选取了H2O分子吸收谱线对7 181.155 8和7 166.050 4cm-1。利用现有... 详细信息
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空间核反应堆冷却剂热物性比较分析
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实验室研究与探索 2021年 第5期40卷 41-44,242页
作者: 刘祥 郝祖龙 牛风雷 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
冷却剂是空间核反应堆(空间堆)的重要材料,选择合理、高效的冷却剂对于空间核反应堆的安全运行有重要意义。通过对空间堆常用冷却剂工质钠、钾、锂、钠钾合金、氦气等进行对比分析,得出不同冷却剂工质在密度、比定压热容、热导率、黏度... 详细信息
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应用于管壳式换热器热工水力数值模拟的多孔介质算法
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原子能科学技术 2020年 第3期54卷 429-435页
作者: 陆道纲 王雨 袁博 隋丹婷 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206 长江勘测规划设计研究院 湖北武汉430010
管壳式换热器是工程中应用最为广泛的换热器类型。换热器壳侧多为复杂的气液两相流,使用精确网格对有上千根传热管的大型管壳式换热器进行模拟较难实现。为实现对壳侧两相流体整体的数值计算,目前最常用的是引入多孔介质模型以减少计算... 详细信息
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基于灰色关联度的超临界水自然循环换热系数影响因素分析
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核动力工程 2017年 第2期38卷 19-23页
作者: 陈娟 马栋梁 周涛 齐实 肖泽军 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 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中核核反应堆热工水力重点实验室 成都610041
在严重事故评价中,超临界水冷反应堆将充分利用自然循环的驱动力在循环中带走堆芯余热。影响超临界水换热系数的影响因素有很多,而定量地确定各个因素之间对换热系数的影响的大小,对于改善超临界水冷反应堆的设计,具有一定的现实参考意... 详细信息
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密度锁内分区模型研究
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原子能科学技术 2014年 第S1期48卷 264-267页
作者: 王升飞 阎昌琪 闫修平 玉宇 牛风雷 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 黑龙江哈尔滨150001 环境保护部核与辐射安全中心 北京100082
通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中... 详细信息
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基于ADS1~3缩比模型的双孔蒸汽喷放冷凝传热系统程序计算与实验验证
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原子能科学技术 2020年 第9期54卷 1559-1567页
作者: 丰立 陆道纲 符精品 刘丽芳 傅孝良 袁永龙 邱志民 张钰浩 华北电力大学核科学与工程学院 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
高温蒸汽在过冷水中喷放直接接触式冷凝是AP1000、CAP1400等三代先进压水堆一回路在事故超压情况下重要的降温降压途径。本文基于系统程序RELAP5、COSINE对饱和蒸汽通过双孔喷洒器喷入大容积过冷水中进行直接接触冷凝这一过程进行建模... 详细信息
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LOCA工况下事故容错燃料对燃料棒性能影响的初步分析研究
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核动力工程 2024年 第5期45卷 99-107页
作者: 王泽吉 郭张鹏 朱奥博 欧阳晓平 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 西北核技术研究所 西安710024
事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAP... 详细信息
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蒸汽发生器主给水管道不同位置断裂后设备冷却水系统泵厂房漫流特性分析
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核科学与工程 2022年 第2期42卷 416-426页
作者: 陈子佳 陆道纲 赵海琦 梁江涛 张钰浩 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206
核电厂蒸汽发生器主给水管道横跨设备冷却水系统(CCS)泵厂房,其中布置有柴油机、泵等重要设备。在CCS泵厂房发生蒸汽发生器主给水管道双端破裂事故工况下,需保证布置在CCS泵厂房内的CCS泵组不会因为水淹而造成失效,因此,需要对该漫流特... 详细信息
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抗流致振动的压水堆控制棒导向筒阻流板设计与数值分析
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核科学与工程 2020年 第2期40卷 308-315页
作者: 张惠民 陆道纲 张钰浩 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京102206
压水堆的堆芯上腔中的控制棒导向筒可使控制棒在其内平滑地被提出或插入堆芯。堆芯上腔内掠过控制棒导向筒的横向流从导向筒壁面的流水孔流入导向筒内部,会诱发控制棒的流致振动。流水孔的作用是在控制棒下落时排出导向筒内的水以... 详细信息
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