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[学位论文] 作者：马如冰,
来源：山东大学 年份：2016
社会学作为一门主要的社会科学学科，在我国发展日趋成熟，社会学共同体作为科学共同体的一种，同样也发展日趋成熟。但在学界对我国社会学共同体的研究较少，处于一种学科不自觉的状......
[期刊论文] 作者：马如冰,赵博,,
来源：核安全 年份：2007
对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间，应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释...
[期刊论文] 作者：马如冰,邵一穷,,
来源：科技视界 年份：2015
2011年3月11日,日本福岛核电厂由于地震和海啸发生严重事故,导致放射性泄露,造成了公众恐慌。对日本核电事故成因进行了分析,就国内核电厂与福岛核电厂设计理念、预防和缓解...
[期刊论文] 作者：王晨,梁洋洋,马如冰,
来源：核工程研究与设计 年份：2020
超临界二氧化碳(S-CO2)具有良好的流动性和传热能力.作为二回路工质具有无毒无害、性质稳定;密度大,无相变;循环效率较高等优点.因此其受到了核能领域的广泛关注.本文对铅冷...
[期刊论文] 作者：王晨,马如冰,元一单,
来源：科技视界 年份：2021
铅冷快堆因其良好的中子学特性、热工水力特性、安全特性等,受到核能研究领域的广泛研究。但铅冷快堆的发展受限于一些尚未突破的关键技术,而这些关键技术也是目前铅冷快堆的研究热点。基于铅冷快堆关键技术及其专利检索分析可知,虽然国内针对铅冷快堆的研究起......
[期刊论文] 作者：潘越,王建华,陈建国,苏宁,马如冰,
来源：河南化工 年份：2021
清净剂作为润滑油添加剂中用量最大的单剂,具备中和、增溶、吸附、分散等作用,对发动机内部保持清净,效果显著。从清净剂组成结构、类别、作用机理以及研究进展等4个方面论述了润滑油清净剂的研究现状,同时展望了下步发展方向。......
[期刊论文] 作者：王晨,盛天佑,张祎王,马如冰,
来源：核工程研究与设计 年份：2020
事故后安全壳内氢气浓度监测系统(CHM)是一套公司自主研发、供货的可应用于核电厂严重事故后测量安全壳内氢气、氧气及水蒸气各气体组分浓度的监测系统.事故后贯穿件内温度场...
[期刊论文] 作者：朱柏霖,杨小明,余婧懿,马如冰,
来源：核工程研究与设计 年份：2020
严重事故管理导则为缓解严重事故及其后果而制定,可以使事故达到可控、稳定的最终状态,是预防和缓解核电厂严重事故的重要指导.严重事故管理支持系统在内置严重事故管理导则...
[期刊论文] 作者：马如冰,盛天佑,元一单,马卫民,
来源：核动力工程 年份：2004
针对某些压力容器布置较高的核电厂,实施熔融物堆内滞留(IVR)过程中溢出堆腔的水和/或安全壳内冷凝水无法依靠重力自然回流到堆腔,从而无法实现长期非能动IVR的问题,提出利用...
[期刊论文] 作者：潘越,王建华,陈建国,苏宁,马如冰,刘稳,
来源：石油商技 年份：2021
油气由于易燃易爆特性,极易受高温、明火、静电等影响发生火灾爆炸事故,造成人员伤亡和经济损失。本文从微乳化处理、抑爆添加剂和外置抑爆剂三个方面介绍了国内外油气爆炸抑制技术的研究现状,展望了抑爆技术的未来发展方向。......
[期刊论文] 作者：李文静,马如冰,唐景宇,赵博,付霄华,,
来源：核科学与工程 年份：2015
核电厂发生事故后，需要及时准确地判断反应堆堆芯损伤状态，以便为应急决策提供必要的技术支持。基于国际上堆芯损伤评价方法研究现状，重点介绍适用于我国在建和运行压水堆核电厂......
[期刊论文] 作者：卢俊晶,朱柏霖,张天琦,杨小明,马如冰,元一单,
来源：核安全 年份：2020
熔融物与混凝土相互作用(MCCI)时释放的裂变产物是压水堆核电厂发生严重事故时主要的二次源项。熔融物侵蚀混凝土时产生的气体和熔渣将进入熔池中与熔融物进行反应,反应得到...
[期刊论文] 作者：卢俊晶,毛亚蔚,张天琦,朱柏霖,杨小明,马如冰,
来源：核动力工程 年份：2021
严重事故时,安全壳内的多组分吸湿性气溶胶将在高湿度的条件下吸水增大,从而影响其重力沉降行为。通过理论分析,本文推导了多组分吸湿性气溶胶颗粒平衡粒径的物理模型,并通过实验结果进行验证。该模型重点关注溶解度对吸湿过程的影响,解释了多组分吸湿性颗粒粒......
[期刊论文] 作者：张卢腾,马如冰,周瑜琨,张亚培,田文喜,秋穗正,苏光辉,马卫,
来源：原子能科学技术 年份：2016
基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2m,与国内某自主设计三代核电堆...
[期刊论文] 作者：张卢腾,马如冰,周瑜琨,张亚培,田文喜,秋穗正,苏光辉,马卫民,元一单,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2m,与国内某自主设计三代核电堆...
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