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陈严

作品数：4 被引量：3H指数：1
供职机构：清华大学更多>>
相关领域：核科学技术电气工程更多>>

合作作者

文献类型

  • 3篇期刊文章
  • 1篇学位论文

领域

  • 3篇核科学技术
  • 1篇电气工程

主题

  • 2篇压水堆
  • 2篇水堆
  • 1篇电厂
  • 1篇失水事故
  • 1篇体动力学
  • 1篇破口
  • 1篇温度场
  • 1篇流体动力学
  • 1篇流体动力学模...
  • 1篇钠池
  • 1篇核电
  • 1篇核电厂
  • 1篇PWR
  • 1篇TRA
  • 1篇FI

机构

  • 4篇清华大学

作者

  • 4篇陈严
  • 3篇贾宝山
  • 1篇赵兆颐
  • 1篇王利峰

传媒

  • 2篇核动力工程
  • 1篇原子能科学技...

年份

  • 1篇1993
  • 1篇1991
  • 2篇1989
共 4 条 记 录，以下是 1-4
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排序方式：
压水堆最佳估算程序TRAC-PFI——流体动力学模型及特点被引量：1
1989年
本文在简介了TRAC-PF1程序的基础上,着重论证和讨论了TRAC-PF1的流体动力学模型和数值解方法,分析了该模型的特点和应用范围。最后简述了TRAC-PF1在流体动力学模型上对TRAC-PD2的改进及其结果。
陈严贾宝山
关键词：压水堆流体动力学
TRAC-PF1在大破口LOCA分析中的应用被引量：2
1989年
文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,指出为实际得到秦山核电厂大破口LOCA分析结果,在此基础上尚需获得并核实的关键数据。本文的意义在于介绍了一种应用TRAC-PF1进行大破口LOCA分析的方法。
陈严贾宝山
关键词：核电厂
PWR再淹没骤冷前沿温度场分析程序
1991年
为满足压水堆大破口LOCA分析的需要,在移植和开发TRAC-PF1程序中,应用了一种新颖的进行再淹没骤冷前沿处燃料元件温度场分析的方法。本文对这种方法及与之相关的燃料元件热传导数值模型、锆水反应和气隙传热计算进行了简要的描述。
贾宝山陈严赵兆颐王利峰
关键词：压水堆失水事故温度场
钠池内混合对流的研究
陈严
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共1页<1>
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