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[会议论文] 作者：盛美玲, 于沛, 丘锦萌,,
来源： 年份：2004
本文应用PIPENET软件对我国自主研发的三代压水堆核电厂二回路给水系统进行建模。利用瞬态计算功能模拟水锤发生及衰减过程,计算最大水锤压力、管系中最大水锤载荷以及最大水...
[期刊论文] 作者：丘锦萌,李军,王晓江,王志刚,,
来源：核动力工程 年份：2013
以压水堆余热排出系统为对象，建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比，结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏......
[期刊论文] 作者：丘锦萌, 吴健, 田卫卫, 王志刚,,
来源：原子能科学技术 年份：2020
本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水...
[期刊论文] 作者：盛美玲, 丘锦萌, 唐辉, 杨志义,,
来源：核安全 年份：2020
余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全。本文针...
[期刊论文] 作者：皮月,侯婷,盛美玲,丘锦萌,
来源：产业与科技论坛 年份：2021
压水堆核电厂停堆期间,稳压器灭汽腔后会进入低温水实体状态,此时由于可能因素引起的一回路压力的突然升高即是低温超压事件。由于一回路此状态下脆性断裂强度下降,一回路更...
[期刊论文] 作者：丘锦萌, 吴健, 田卫卫, 王志刚,
来源：原子能科学技术 年份：2019
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[期刊论文] 作者：刘红坤,郭晓宇,丘锦萌,董亮,
来源：产业与科技论坛 年份：2021
随着我国核电厂运行堆年和装机容量的增加,核电厂内暂存了较大量的放射性液态可燃废物,即放射性废油和废有机溶剂。由于核电厂没有处理放射性液态可燃废物的能力,长期暂存使得电厂面临暂存库容量不足、泄漏、燃爆等安全因素。基于此,本文提出建设全国或区域性的......
[期刊论文] 作者：盛美玲,田卫卫,丘锦萌,李军,于沛,,
来源：原子能科学技术 年份：2015
核电厂主给水系统用以保证蒸汽发生器的冷却，主给水管道作为其中主要的压力管道，直接向蒸汽发生器提供所需温度、压力和流量的给水。由于压力管道易发生水锤现象，研究水锤对主给......
[期刊论文] 作者：盛美玲, 丘锦萌, 王小希, 刘妍, 于凤云,,
来源：核科学与工程 年份：2019
福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解...
[期刊论文] 作者：盛美玲，田卫卫，丘锦萌，李军，于沛，SHENGMei-lin,
来源：原子能科学技术 年份：2015
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