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中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展
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《核科学与工程》2009年 第2期29卷 161-169页
作者:吴宜灿 黄群英 朱志强 高胜 宋勇 李春京 彭蕾 刘少军 吴庆生 章毛连 刘松林 陈红丽 柏云清 金鸣 王永亮 吴朝阳 吕若君 汪卫华 王红艳 郭智慧 陈雅萍 凌新圳 FDS团队中国科学院等离子体物理研究所安徽合肥230031 中国科学技术大学核科学技术学院安徽合肥230031 
锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一。结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路...
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核电厂一回路系统模拟实验设计与分析
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《原子能科学技术》2010年 第B9期44卷 172-176页
作者:侯斌 苑景田 曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 
研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法...
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中国液态锂铅热对流实验回路DRAGON-Ⅰ温度场和速度场数值模拟分析
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《核科学与工程》2008年 第2期28卷 172-175,171页
作者:朱志强 汪卫华 章毛连 高胜 金鸣 宋勇 黄群英 吴宜灿 FDS团队中科院等离子体物理研究所安徽合肥230031 
锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属锂铅包层关键科学技术问题的必备装置,其锂铅温度场和速度场分布对分析相关实验结果是必需的。DRAGON-I是中国第一座热对流锂铅实验回路,采用FLU-ENT软件对该回路中液态锂铅的温度场和速度场进行了二...
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液态锂铅在实验回路测试段中的流动传热模拟
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《合肥工业大学学报(自然科学版)》2011年 第12期34卷 1894-1897页
作者:王红艳 张喜东 朱子清南京工程学院能源与动力工程学院江苏南京211167 南京航空航天大学高新技术研究所江苏南京210016 
液态金属与其合金已被广泛地应用于聚变堆包层,其中液态金属锂铅以其独特的中子性能和传热性能,在液态产氚包层中常被用作增殖剂与冷却剂。液态金属锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属包层冷却剂载热性能和技术的最佳实验平台。为了探索...
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非能动安全壳热量导出系统阻力特性对换热能力影响研究
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《应用科技》2023年 第6期50卷 38-41页
作者:王广飞 于沛 李丽娟 丁铭 孙中宁中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 
为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)管道工程布置设计过程中的调整对系统排热能力的影响,利用非能动安全壳热量导出系统性能综合验证实验装置,通过改变模化试验回路中阀门开度的方法,在0.43...
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液态铅铋实验平台无窗靶水力学原理验证实验段设计研究
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《核科学与工程》2010年 第4期30卷 333-337页
作者:祝玲琳 柏云清 陈钊 何梅生 盛美玲 姚曦 汪卫华 高胜 陈红丽 黄群英 吴宜灿 FDS团队中国科学院等离子体物理研究所安徽合肥230031 中国科学技术大学核科学技术学院安徽合肥230027 
液态铅铋合金无窗靶作为加速器驱动次临界系统(ADS)的核心部件之一,其主要技术难点之一在于液态合金自由液面的形成和控制,需要通过理论分析和实验验证。FDS团队正在开展ADS反应堆概念和液态铅铋堆芯综合模拟实验平台的设计和研制工作,...
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低压低干度自然循环流量漂移分析
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《核科学与工程》2002年 第1期22卷 1-6页
作者:杨星团 姜胜耀 张佑杰清华大学核研院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室100084 
在 5MW核供热堆全尺寸全参数模拟试验回路HRTL 5上进行的实验中 ,观察到在一定条件下系统发生静态流量漂移的同时 ,伴随动态流量振荡。本文总结了HRTL 5模拟试验回路上的实验研究结果 ,分析了低压低干度自然循环系统的特点、欠热沸腾和...
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超临界水冷堆辐照考验回路多尺度热工水力学分析
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《中国科学:物理学、力学、天文学》2019年 第11期49卷 43-51页
作者:刘晓晶 熊进标 程旭上海交通大学核科学与工程学院上海200240 Institute for Nuclear and Energy TechnologiesResearch Centre KarlsruheKarlsruhe 76021Germany 
作为第四代核能系统中唯一的水冷反应堆,超临界水冷堆(SCWR)具有系统简单、热效率高、经济和安全性好等优点.中国和欧盟联合发起了第七框架研究计划国际合作项目"超临界水冷堆燃料性能验证实验(Supercritical Water-cooled Reactor...
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