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[期刊论文] 作者：高颖贤,申亚欧,曾未,,
来源：核动力工程 年份：2015
基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺...
[期刊论文] 作者：高颖贤,申亚欧,党高健,,
来源：中国核电 年份：2014
文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究,并...
[期刊论文] 作者：鲁剑超,钱立波,高颖贤,,
来源：核动力工程 年份：2015
针对并联矩形通道,基于集总参数法建立了并联通道流动不稳定性分析模型,并基于此模型分析了非对称工况对系统稳定性的影响。分析结果表明,非对称工况对并联通道流动不稳定性...
[期刊论文] 作者：高颖贤,闵远胜,陈伟,付强,刘兆东,
来源：科技视界 年份：2019
PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放,分别采用PAREO和MELOCR程序分析了安全壳的响应,并通过两个程序在关键物理模型...
[期刊论文] 作者：党高健,黄代顺,高颖贤,何晓强,,
来源：核动力工程 年份：2015
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4...
[期刊论文] 作者：党高健, 黄代顺, 鲁剑超, 高颖贤, 单建强,,
来源：核动力工程 年份：2013
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯...
[期刊论文] 作者：高颖贤, 张航, 邱志方, 刘兆东, 李美福, 曾未,,
来源：核动力工程 年份：2004
基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置...
[期刊论文] 作者：付强,罗英,刘兆东,闵远胜,高颖贤,郑浩,王昫心,
来源：电焊机 年份：2019
焊接残余应力是焊接的固有产物,是影响焊接质量、焊接结构服役性能的重要因素。以核电结构电弧焊接残余应力为主要对象,分析了焊接残余应力的危害性及其影响因素,介绍了大厚...
[期刊论文] 作者：高颖贤,张航,邱志方,刘兆东,李美福,曾未,
来源：核动力工程 年份：2019
...
[期刊论文] 作者：黄涛,高颖贤,丁书华,钟明君,吴丹,苏光辉,秋穗正,,
来源：原子能科学技术 年份：2017
本文针对核反应堆严重事故下的氢气爆炸现象开发了数值分析程序DEST,采用单步反应模型模拟氢气与氧气化学反应过程,在保证精度的情况下提高了计算效率;在时间步进方法上,采用...
[期刊论文] 作者：袁红胜,谭思超,李仲春,黄涛,王啸宇,武小莉,高颖贤,
来源：原子能科学技术 年份：2018
为探究低压低流速条件下的过冷沸腾换热特性,开展本实验研究。通过分析实验中采集的热工参数和可视化图像,探究了沸腾滞后现象、沸腾失稳现象以及沸腾换热特性。实验发现沸腾...
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