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上海交通大学核科学与工程学院

作品数:771 被引量:1,342H指数:14
相关作者:顾汉洋杨燕华程旭俎建华徐济鋆更多>>
相关机构:中国人民解放军海军工程大学船舶与动力学院中国人民解放军海军工程大学船舶与动力学院核能科学与工程系清华大学核能与新能源技术研究院更多>>
发文基金:国家自然科学基金国家重点基础研究发展计划国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术金属学及工艺动力工程及工程热物理理学更多>>

文献类型

  • 589篇期刊文章
  • 180篇会议论文

领域

  • 539篇核科学技术
  • 66篇金属学及工艺
  • 65篇动力工程及工...
  • 41篇理学
  • 37篇电气工程
  • 25篇自动化与计算...
  • 11篇一般工业技术
  • 10篇化学工程
  • 10篇环境科学与工...
  • 8篇机械工程
  • 5篇文化科学
  • 4篇建筑科学
  • 3篇冶金工程
  • 2篇天文地球
  • 2篇轻工技术与工...
  • 2篇交通运输工程
  • 1篇水利工程
  • 1篇医药卫生
  • 1篇自然科学总论

主题

  • 79篇传热
  • 65篇水堆
  • 58篇核电
  • 57篇超临界水
  • 54篇值模拟
  • 53篇数值模拟
  • 48篇核电厂
  • 45篇压水堆
  • 42篇棒束
  • 41篇反应堆
  • 40篇超临界
  • 38篇电厂
  • 36篇不锈
  • 36篇不锈钢
  • 32篇严重事故
  • 29篇堆芯
  • 28篇应力腐蚀
  • 27篇流动传热
  • 25篇热工水力
  • 25篇合金

机构

  • 769篇上海交通大学
  • 81篇中国核动力研...
  • 54篇上海核工程研...
  • 22篇中国人民解放...
  • 19篇上海核工程研...
  • 15篇中国原子能科...
  • 11篇中科华核电技...
  • 8篇清华大学
  • 8篇国家电投集团...
  • 7篇广西大学
  • 7篇西安交通大学
  • 7篇技术公司
  • 6篇北京科技大学
  • 6篇海军工程大学
  • 6篇湖北科技学院
  • 6篇中广核研究院...
  • 5篇武汉第二船舶...
  • 4篇哈尔滨工程大...
  • 4篇重庆大学
  • 4篇上海工程技术...

作者

  • 115篇顾汉洋
  • 112篇张乐福
  • 110篇杨燕华
  • 77篇程旭
  • 64篇刘晓晶
  • 53篇林萌
  • 49篇匡波
  • 41篇熊进标
  • 31篇韦悦周
  • 30篇张少泓
  • 30篇刘鹏飞
  • 27篇肖瑶
  • 24篇柴翔
  • 19篇熊珍琴
  • 19篇沈朝
  • 19篇胡珀
  • 18篇陈凯
  • 18篇赵龙
  • 18篇徐雪莲
  • 16篇吴艳

传媒

  • 153篇原子能科学技...
  • 144篇核动力工程
  • 68篇核科学与工程
  • 36篇腐蚀与防护
  • 22篇核技术
  • 20篇上海交通大学...
  • 12篇第十五届全国...
  • 9篇工程热物理学...
  • 7篇核化学与放射...
  • 7篇中国腐蚀与防...
  • 7篇2007多相...
  • 7篇第十届全国反...
  • 7篇第十四届全国...
  • 6篇应用科技
  • 6篇核安全
  • 6篇电力与能源
  • 5篇计算机仿真
  • 5篇腐蚀科学与防...
  • 5篇动力工程学报
  • 5篇工程科学学报

年份

  • 2篇2024
  • 31篇2023
  • 47篇2022
  • 43篇2021
  • 39篇2020
  • 39篇2019
  • 26篇2018
  • 49篇2017
  • 40篇2016
  • 56篇2015
  • 58篇2014
  • 42篇2013
  • 77篇2012
  • 49篇2011
  • 45篇2010
  • 42篇2009
  • 42篇2008
  • 32篇2007
  • 8篇2006
  • 2篇2004
771 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
基于主元分析法的核反应堆关键参数提取研究被引量:3
2019年
核反应堆拥有大量具有很强耦合性的系统过程变量,提取出这些独立变量并对其进行监控,将能有效地改善系统的监控性能。本文提出一种新的基于主元分析(PCA)的多变量统计过程监控方法,通过独立成分分析去除变量之间的相关性并构成了正常工况的特征空间,最后以核反应堆系统冷却剂丧失事故(LOCA)进行仿真验证,仿真结果表明本文提出的算法可行,能很好地提取该事故下的特征参数。
陈玉昇杨燕华杨燕华林萌
关键词:关键参数核反应堆
压水堆条件下锌对奥氏体不锈钢腐蚀性能的影响被引量:10
2010年
模拟压水堆一回路冷却剂环境,对316和304奥氏体不锈钢在不加锌和加锌浓度为50ppb的315℃溶液中进行了两组500h腐蚀实验。结果表明,锌能有效地降低两种材料的均匀腐蚀速率,加锌后表面氧化膜厚度变薄,氧化膜形貌和成分也有明显改变,304不锈钢表面有大量针状腐蚀产物出现。
乔培鹏张乐福刘瑞芹姜苏青朱发文
关键词:压水堆氧化膜
基于界面跟踪与两流体模型的耦合模型对金属液柱碎化的数值模拟被引量:2
2017年
针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复杂多相流过程。该模型中,对于动量场,流体根据界面尺度分为连续相和离散相。连续相界面通过VOF/PLIC方法进行捕捉,离散相表面积浓度分布通过表面积输运方程模拟。耦合模型的控制方程通过MCBA-SIMPLE算法求解。使用该模型对金属液柱的流动和碎化过程进行模拟,并与实验观测结果进行对比,同时还对液柱碎化速率模型和金属液滴初始直径的影响进行了探讨。结果表明:原液柱碎化模型对液柱贯穿深度有所高估;金属液滴初始直径的选择将对熔融物的冷却效率造成显著影响。
钟明君周月善林萌熊进标杨燕华
关键词:数值模拟多相流
基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用被引量:4
2011年
为能够对超临界水堆(SCWR)堆芯进行子通道分析,开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型,加入了新的边界条件和水物性模块,以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性,采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模,并进行稳态计算。结果表明,该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析,并较好地解决了慢谱组件计算中慢化通道和冷却通道间的热耦合及逆向流动的模拟问题。
傅晟威许志红杨燕华
关键词:超临界水堆子通道分析
空间核反应堆电源系统方案的综合比较研究
随着深空探测的需求不断增加与提高,对空间电源技术的发展提出了新的挑战,目前空间电源主要有三种形式:太阳能电源,化学电源,核电源。其中空间核反应堆电源因为具有较高的功率密度、较长的使用寿命,以及不受空间应用外部条件影响等优...
侯捷名匡波汪彬
关键词:热电转换
文献传递
硅基HDEHP吸附剂对硝酸体系中Zr(Ⅳ)的吸附
2018年
以多孔二氧化硅聚合物颗粒为载体,采用真空灌注法合成了一种复合型硅基吸附剂HDEHP/SiO_2-P(二(2-乙基己基)磷酸酯,di-2-ethylhexylphosphoric acid,HDEHP),用于吸附硝酸体系中的Zr(Ⅳ)。通过扫描电子显微镜(SEM)、差热-热重分析(TG-DTA)等手段对吸附剂进行了表征。研究了硝酸体系下,吸附剂对Zr(Ⅳ)的吸附选择性以及时间、温度对吸附性能的影响。结果表明:该吸附剂在一定酸度范围内对Zr(Ⅳ)有良好的吸附选择性;吸附动力学符合准二级动力学模型,吸附平衡时间为15h;吸附等温线符合Langmuir吸附等温线模型;该吸附剂对Zr(Ⅳ)的吸附容量随温度升高而提高,298K时的吸附容量为0.456 mmol/g。HDEHP/SiO_2-P在吸附Zr(Ⅳ)后,用草酸溶液可以有效地将Zr(Ⅳ)解吸下来,解吸率达到98%,解吸的平衡时间在1h以内。
楼丽姗刘瑞芹韦悦周
关键词:HDEHP
浮升力对棒束内低雷诺数工况流动传热影响的研究
以水为工质,通过实验的方法研究了浮升力在低雷诺数工况下棒束通道中对流动传热的影响。实验段为长约3米的5×5正方形排列的棒束通道,实验运行压力为6MPa,流量范围为25-150kg/m2s,雷诺数范围约为1000-3000...
刘达顾汉洋
关键词:浮升力低雷诺数传热棒束
压水堆条件下锌对690合金表面氧化膜的影响被引量:2
2012年
模拟压水堆一回路加锌水环境,对镍基690合金在加锌浓度为10μg/kg的320℃,15.20 MPa溶液中进行了1000 h的腐蚀试验。采用XPS深度分析法对试样氧化膜进行分析。结果表明,锌能有效地降低690合金的均匀腐蚀速率,加锌后氧化膜形貌和成分都有了明显改变,氧化膜厚度变薄。
王力张乐福石秀强
关键词:压水堆一回路
超临界水热力系统的稳定性的简化模型分析被引量:9
2009年
针对超临界水热力系统建立了简化模型,采用微扰动线性化及Laplace变换,对热力系统的非线性守恒方程进行线性化处理,建立了传递函数;用无量纲的次拟临界数和过拟临界数建立了稳定边界图;考察了一些重要参数对系统稳定性的影响。研究结果表明,系统在拟临界点附近存在不稳定区域;增大系统入口阻力或流体入口速度均有利于系统稳定,而增加加热段长度和重力加速度均不利于系统稳定。
薛爱军程旭
关键词:稳定性分析
形变及热处理对国产690合金晶间腐蚀性能影响被引量:5
2010年
采用电化学动电位再活化(EPR)法以及ASTM G28-A失重法研究了形变量及热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用国产镍基690合金晶间腐蚀性能影响。试样经过3%~10%的形变后,在1080℃、1100℃、1120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃,10 h时效热处理。不同条件处理的试样室温下在0.5 mol/LH2SO4+0.01 mol/L KSCN溶液中进行了EPR扫描;经2%溴+98%甲醇溶液浸蚀后对690合金进行晶界形貌观察。结果表明,时效处理能显著改变晶间碳化物形态,改善690合金耐腐蚀性能;形变3%、1120℃保持10 min固溶处理的试样,形变5%、1100℃保持10 min固溶处理的试样以及形变5%、1120℃保持15 min固溶处理的试样在所测试的条件下再活化率和腐蚀速率较低。
乔培鹏张乐福徐雪莲蔡志刚马明娟
关键词:690合金时效热处理晶间腐蚀
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