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[期刊论文] 作者：苑景 田壮,
来源：中国科技博览 年份：2018
[摘 要]当前，全世界各个国家和地区都将节能保护和环境发展作为重要研究课题。我国煤炭消耗量对比其他国家较大，原煤为工业发展提供了大量的能源，然而使用原煤增加了大气污染程度。面临当前社会经济发展的特点，注重进一步保护大气环境，应从洁净煤技术手段的应用入手，......
[期刊论文] 作者：侯斌,苑景田,曹学武,
来源：原子能科学技术 年份：2010
研究核电站特定运行工况下，一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统，设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时，应用机理性程......
[期刊论文] 作者：苑景田,佟立丽,曹学武,,
来源：原子能科学技术 年份：2014
使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的...
[期刊论文] 作者：苑景田,佟立丽,曹学武,,
来源：核科学与工程 年份：2014
对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后，单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现，每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时，主热传输系统都可以建立稳定的自然循环......
[期刊论文] 作者：苑景田,李京喜,曹学武,佟立丽,
来源：核动力工程 年份：2011
对重水堆水平燃料通道内浮升力引发的间歇式流动（IBIF）现象进行模拟,对现象过程、燃料组件温度进行研究。由计算结果可以看出,燃料包壳温度随气泡的产生、生长以及排出的周期性......
[期刊论文] 作者：侯斌，苑景田，曹学武，HOUBin，YUANJing-tian，CAOXue-wu,
来源：原子能科学技术 年份：2010
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[期刊论文] 作者：苑景田,佟立丽,曹学武,武铃珺,,
来源：原子能科学技术 年份：2008
针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失（LOFW）始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆......
[期刊论文] 作者：倪超, 苑景田, 黄若涛, 武心壮, 夏栓,,
来源：中国设备工程 年份：2017
爆破阀作为非能动核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的关键设备,其流通能力关系到核电厂事故工况下的反应堆安全。本文基于爆破阀试验台架,利用系统分析程序RELAP5建立分析模型,...
[期刊论文] 作者：袁凯,苑景田,邵舸,佟立丽,曹学武,
来源：原子能科学技术 年份：2010
采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水...
[期刊论文] 作者：苑景田，佟立丽，曹学武，武铃珺，YUANJing-tian，TONGLi-li，CAOXue-wu，WULing-jun,
来源：原子能科学技术 年份：2008
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[期刊论文] 作者：袁凯，苑景田，邵舸，佟立丽，曹学武，YUANKai，YUANJing-tian，SHAOGe，TONGLi-li，CAOXue-wu,
来源：原子能科学技术 年份：2010
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