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[会议论文] 作者：陈玉宙;,
来源：中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议 年份：2003
RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题.中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力现...
[期刊论文] 作者：陈玉宙,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1990
弥散流是与反环状流显著不同的另一种膜态沸腾流动工况。在弥散流中蒸汽流速较高,液相破碎成液滴分布在汽流中。在失水事故(LOCA)中燃料元件的大部分表面会处在弥散流膜态沸...
[期刊论文] 作者：陈玉宙,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1984
在反应堆失水事故的再淹没阶段,可能出现对该过程起重要作用的反环状流膜态沸腾。然而,由于稳定地建立这种工况存在特殊困难,至今仍缺乏足够的、可靠的数据来归纳计算公式。...
[期刊论文] 作者：陈玉宙,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1991
BETHSY装置是法国建造的一个体积比为1/100的三环路压水堆整体模拟台架。ISP-27是OECD原子能机构组织的一次以BETHSY装置上的一个标准实验为基础的国际程序评价活动,重点评...
[期刊论文] 作者：陈海燕,陈玉宙,
来源：核动力工程 年份：1999
在汽液两相分离流动模型的基础上，建立了垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型。采用该模型对单相Ｕ型管内蒸汽冷凝回实验参数下的阻液起始点进行计算，计算结果与实验结果符合较好。......
[期刊论文] 作者：陈玉宙,陈海燕,
来源：工程热物理学报 年份：1996
不同直径圆管内蒸汽强迫对流传热实验研究陈玉宙，陈海燕（中国原子能科学研究院北京１０２４１３）关键词蒸汽传热，湍流，混合对流，过渡区１引言蒸汽对流传热的计算无论对于工程实际或是传热学基础研......
[期刊论文] 作者：陈玉宙,付小勇,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1986
膜态沸腾是反应堆失水事故的再淹没阶段中的一个重要传热工况。两相的热力不平衡是这一工况的重要特征。最低膜态沸腾温度也是再淹没速度的主要影响参数之一。但迄今这些方...
[期刊论文] 作者：张汉勋,陈玉宙,
来源：核科学与工程 年份：2000
以低压过冷流动沸腾的临界热流密度（ＣＨＦ）的实验数据为基础，对典型的ＣＨＦ计算公式、模型及９５ＣＨＦ表作了评价。所用数据共２３７点，范围如下：压力０．１３￣１．９２ＭＰａ；速度１．４７￣２２．３２ｍ／ｓ；出口过冷度６．２￣１０８．７Ｋ；加热长度２５５￣４００ｎｍ；管５．１７￣１６．０ｍｍ。......
[期刊论文] 作者：丁振鑫,陈玉宙,
来源：变压器 年份：1996
一、引言城市建设的高速发展，迫切要求在城市中心地带建立高电压、大容量的变电站。这些变电站对变压器的安全性、可靠性和环境保护等方面提出了比其他变压器更高的要求，传统的......
[期刊论文] 作者：师晋生,陈玉宙,
来源：热能动力工程 年份：2001
从理论上对下降液膜在自由表面上存在反向剪切力和蒸发散热情况下的换热特性进行了分析 ,得到了膜厚 ,换热系数的无量纲关系式 ,讨论了剪切力、液膜雷诺数、壁面热流、蒸发率...
[会议论文] 作者：陈玉宙,杨春生,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2007
以RELAP5/MOD程序对3个临界流实验进行计算:1)法国Super Moby-Dick装置上的稳态实验,其实验段为D=15.47mm的长喷嘴;2)日本ROSA-IV/LSTF整体模拟装置上的小破口实验,其破口为D...
[期刊论文] 作者：金德圭,陈玉宙,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1986
“变压器类产品线圈温度场计算软件包的开发”是国家“七五”计划中科技攻关项目。它包括一系列流体力学试验、传热学试验、综合验证试验以及变压器内若干材料多种热物性参...
[期刊论文] 作者：金德圭,陈玉宙,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1987
变压器类产品线圈温度场计算软件包的开发,从1986年开始,预计1989年底完成。1987年度完成了如下几方面的工作:(1)通过广泛调研、分析以及一系列预试验确定,变压器内复杂流道...
[期刊论文] 作者：师晋生,陈玉宙,等,
来源：热能动力工程 年份：2001
从理论上对下降液膜在自由表面上存在反向剪切力和蒸发散热情况下的换热特性进行了分析,得到了膜厚,换热系数的无量纲关系式,讨论了剪切力、液膜雷诺数、壁面热流、蒸发率对...
[期刊论文] 作者：周润彬rrrrrrrrn,陈玉宙,
来源：原子能科学技术 年份：1984
测定了半圆形通道内六根均匀加热元件的临界热流密度。采用“硅光电池”法进行临界监测。给出了加热段出口附近装有定位栅和整个加热段都不装定位栅(“光棒”)两种情况的实验...
[期刊论文] 作者：陈玉宙rrrrrrrrn,杨春生,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2004
为了支持高通量反应堆HFETR和先进研究堆CARR的设计(其中HFETR己于1980年投入运行,而CARR正在建造),多年来本试验室在环形通道中低压欠热沸腾条件下进行了大量临界热流密度(C...
[期刊论文] 作者：赵民富,张国欣,陈玉宙,,
来源：原子能科学技术 年份：2011
为深入研究超临界水的传热特性,利用计算流体力学（CFD）软件,完成了国际原子能机构（IAEA）关于竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟的标准题计算,得到了与试验值符合较好的结果。通......
[期刊论文] 作者：陈玉宙,杨春生,毛玉龙,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2005
稳定流动和流量衰减条件下,在内径15.9mm的圆管上进行欠热沸腾水的临界热流密度实验,覆盖的参数范围为:压力p=0.2～1.7MPa,速度v=2.1～13.5m/s,出口欠热度ΔTs=0～110K,临界热流密...
[期刊论文] 作者：陈玉宙,杨春生,邹凌,
来源：核动力工程 年份：2003
RELAP5程序是进行反应堆安全分析的重要工具,程序的评价和改进是世界各国核安全研究中的一个重要课题。中国原子能科学研究院围绕对反应堆事故后果有重要影响的一些热工水力...
[期刊论文] 作者：张曙明,陈玉宙,赵民富,
来源：原子能科学技术 年份：2009
应用CFD方法对跨临界压力区竖直圆管内水的对流传热进行了数值模拟研究。通过与实验结果比较,分析了浮升力因素的影响机理。研究结果表明,采用浮升力修正的k-ε两方程湍流模...
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