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[期刊论文] 作者：张健,盛天佑,
来源：科技视界 年份：2018
在核电厂发生堆芯熔化的严重事故条件下,为了避免底板熔穿带来放射性对环境的影响,三代压水堆核电机组很多采用了堆内熔融物滞留技术,这涉及堆腔注水冷却系统的研发,存在能动...
[期刊论文] 作者：邵一穷, 李良星, 盛天佑,,
来源：科技视界 年份：2018
基于美国桑迪亚国家实验室（Sandia National Laboratory）利用反应堆熔融材料UO2进行堆内实验获得的碎片床尺寸分布,采用不同尺寸的玻璃圆球和砂石颗粒按照相似的颗粒尺寸分布,...
[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：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：胡娟娟,李会雄,盛天佑,倪士尧,王耀东,谢恩飞,
来源：西安交通大学学报 年份：2018
为研究限流细长孔板阻力随孔板几何尺寸的变化规律,在高温高压条件下,以去离子水为工质,对其进行了实验研究。结果表明,质量流量一定时,孔板直径是影响阻力的决定性因素,其次...
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