根据实验结果,基于闪蒸过程类似核态沸腾,给出了换热系数与各影响参数之间关系的实验关联式,与实验结果的误差小于27%。
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从19世纪70年代投入运行以来,日本福岛第一核电站利用六个沸水堆,通过铀核裂变来产生热能。
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在煤液化工程、钢铁冶炼、石油化工、核电等重大工程项目中,耐高温、耐高压、耐磨损、抗热冲击、抗热腐蚀球阀一直是关键部件之一。
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蒸汽发生器是压水堆核动力装置中的主要设备之一,也是把一回路冷却剂从反应堆堆芯带出的热量传给二回路水的关键设备。
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封闭腔内自然对流换热问题在工程实际问题中有着广泛的应用背景,例如建筑物隔热、核反应堆安全设计、微电子设备的冷却等,因而日益得到广泛的注意。
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阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,建立了适用于微机仿真的核电站的临界堆中子动力学模型、温度效应中子动力学模型和堆芯热传递模型。
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由于物理性质的优点,功能梯度材料可用作高速航天器,核工业领域和化工领域的热防护材料。
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在相同的前提条件下,核能所放出的热量将会是煤、石油、天然气所放出热量的近百倍。
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Heat balance test analysis of determined reactor core power for Ling' ao Nuclear Power Station
岭澳核电站计算堆芯功率的热平衡试验分析
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