检索结果-南通市图书馆

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

小破口失水事故研究综述

核科学与工程 1998年第2期18卷 172-179页

作者：博金海王飞清华大学核能技术设计研究院

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于... 详细信息

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。

关键词：反应堆小破口失水事故综述 SBLOCA

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

清华大学学报（自然科学版） 1997年第5期37卷 22-24页

作者：博金海张佑杰王飞姜胜耀清华大学核能技术设计研究院

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然... 详细信息

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。

关键词：供热堆失水事故自然循环断流安全

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核供热堆不凝结气体排放特性实验研究

清华大学学报（自然科学版） 1998年第12期38卷 9-11,15页

作者：张佑杰姜胜耀博金海刘志勇清华大学核能技术设计研究院

为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性，在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究，实验模拟了核供热堆排放工况的主要参数，着重研究了在排放过程中氮气排放份额变化特性和氮气排放份额对排放背压的影响，排... 详细信息

为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性，在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究，实验模拟了核供热堆排放工况的主要参数，着重研究了在排放过程中氮气排放份额变化特性和氮气排放份额对排放背压的影响，排放前实验系统压力运行在１．５ＭＰａ，初始氮气分压为０．３４ＭＰａ。采用静态校验法获得单位时间的平均氮气排放份额。实验结果表明：由于排放过程中闪蒸现象的发生使得氮气的排放特性变化复杂，氮气排放份额在整个排放过程出现双峰，排放阻力对氮气排放特性有较大的影响。

关键词：核供热堆不凝结气体热工水力学实验排放特性

Oatpla5转运MC-LR进入GnRH神经元的机制研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

Oatpla5转运MC-LR进入GnRH神经元的机制研究

作者：金海博南京大学

学位级别：硕士

微囊藻毒素(Microcystins,MCs)是淡水蓝藻破裂后产生的一类单环七肽天然毒素,具有肝毒性、肾毒性、神经毒性和胃肠道毒性等。本实验室率先发现MC-LR(水体中分布最广、毒性最强的一种MCs异构体)具有雄性生殖毒性,能够引起血清中睾酮水平... 详细信息

微囊藻毒素(Microcystins,MCs)是淡水蓝藻破裂后产生的一类单环七肽天然毒素,具有肝毒性、肾毒性、神经毒性和胃肠道毒性等。本实验室率先发现MC-LR(水体中分布最广、毒性最强的一种MCs异构体)具有雄性生殖毒性,能够引起血清中睾酮水平下降。实验室前期研究发现MC-LR不能进入睾酮的生成场所间质细胞对其产生毒性作用,而是通过进入下丘脑促性腺激素释放激素(GnRH)神经元,影响GnRH的合成和分泌,经由下丘脑-垂体-睾丸轴间接调控睾酮生成,并且确定有机阴离子转运多肽1a5(Oatp1a5)是介导MC-LR进入GnRH神经元的关键转运蛋白。本课题中,我们从Oatp1a5的蛋白结构出发,探讨Oatp1a5介导MC-LR进入GT1-7细胞(具有成熟GnRH神经元特性的永生化细胞系)的转运机制。研究表明,跨膜区域是膜蛋白结合并转运底物的关键部位,我们通过生物信息学工具及文献检索对Oatp1a5的跨膜区域(TM)进行初步筛选,确定了 TM2、TM4、TM6、TM8、TM9、TM10为主要研究对象。通过基因克隆技术构建野生型Oatp1a5过表达质粒,并通过基因定点突变技术及Western Blot证明了 TM2、TM8、TM9为Oatp1a5转运MC-LR进入GT1-7细胞的主要跨膜区域。另外,我们发现Oatp1a5的N糖基化对其转运MC-LR进入细胞的能力十分重要,抑制N糖基化后,MC-LR进入细胞的量明显减少。通过生物信息学在线分析软件,预测到Oatp1a5具有5个潜在的N糖基化位点,分别为第62位、124位、135位、483位及492位天冬酰胺。之后,我们通过单位点突变,确定第483及492位N糖基化位点为Oatp1a5转运MC-LR进入GT1-7细胞的主要位点。综上所述,本研究进一步加深了我们对MC-LR进入GnRH神经元机制的认识,为预防MC-LR损害男性生殖健康奠定了理论基础。本研究的特色与创新之处:1.本研究首次发现Oatp1a5的TM2,TM8,TM9是其转运MC-LR进入GT1-7细胞中的主要跨膜区域。2.率先发现Oatp1a5的N糖基化参与其转运MC-LR进入细胞的过程。3.采用生物信息学工具,预测到Oatp1a5具有5个潜在的N糖基化位点,并且经过进一步研究,确定第483及492位天冬酰胺是Oatp1a5转运MC-LR进入GT1-7细胞中的主要N糖基化位点。

关键词： MC-LR GT1-7细胞 Oatp1a5 跨膜区域(TM) N糖基化

200MW 核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验

同方学位论文库评论

在线全文

同方学位论文库

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 1998年第4期19卷 302-307页

作者：姜胜耀张佑杰马进博金海高琅琅马昌文清华大学核能技术设计研究院

实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组... 详细信息

实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ２００的热工水力学设计。

关键词：核供热堆燃料组件流动特性模拟实验阻力

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

氦气试验回路中的氦净化

核动力工程 1995年第5期16卷 470-475页

作者：姚梅生吴莘馨翁锡镅博金海刘志勇李军何学东清华大学核能技术设计研究院

为了减少结构材料的腐蚀并验证高温气冷实验堆中的氦净化工艺，在氦气试验回路中设置了氦净化系统并进行了试验。试验结果表明，净化流量为５０ｍ３／ｈ的主要由分子筛和深冷活性炭床组成的氦净化系统，能把氦中２００００ｃｍ３／ｍ３... 详细信息

为了减少结构材料的腐蚀并验证高温气冷实验堆中的氦净化工艺，在氦气试验回路中设置了氦净化系统并进行了试验。试验结果表明，净化流量为５０ｍ３／ｈ的主要由分子筛和深冷活性炭床组成的氦净化系统，能把氦中２００００ｃｍ３／ｍ３的化学杂质净化至７６ｃｍ３／ｍ３以下。所采用的氦中痕量杂质分析测量技术也达到１０－１ｃｍ３／ｍ３精度．本文描述了氦净化系统、主要系统设备和系统运行情况，并给出了主要试验数据。

关键词：高温气冷堆氦气回路氦气净化

低温堆上空腔破口失水后期的流动振荡实验研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2000年第6期21卷 515-518,545页

作者：博金海姜胜耀张佑杰贾海军清华大学核能技术设计研究院北京102201

在 5MW低温堆的模拟试验台架 HTRL- 5上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象，揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环... 详细信息

在 5MW低温堆的模拟试验台架 HTRL- 5上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象，揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律，同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化，这些变化又反过来对各参数产生影响，使循环流量和传热情况发生周期性变化。

关键词： 5MW低温堆小破口失水事故流动振荡实验

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

5MW核供热堆自然循环两相流流动特性分析

核科学与工程 1999年第2期19卷 107-115页

作者：姜胜耀吴莘馨张佑杰博金海清华大学核能技术设计研究院

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区... 详细信息

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区，饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程，得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布，系统循环流量及流动稳定性都有很大影响，且系统压力越低，过冷沸腾及闪蒸的影响越大；在相当宽的两相流动条件下，加热段中只发生过冷沸腾；揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。

关键词：自然循环两相流流动不稳定性核供热堆

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

重力注硼系统压力响应特性实验研究

核动力工程 2000年第3期21卷 232-238页

作者：高琅琅姜胜耀张佑杰博金海马昌文清华大学核能技术设计研究院北京100084

为了研究200MW低温核供热堆重力注硼系统在不同初始条件下的压力响应特性 ,建造了重力注硼模拟系统 ,并根据实际注硼系统的热工水力特性 ,给出了模拟相似准则。实验中 ,主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽液相管道阻力特性、... 详细信息

为了研究200MW低温核供热堆重力注硼系统在不同初始条件下的压力响应特性 ,建造了重力注硼模拟系统 ,并根据实际注硼系统的热工水力特性 ,给出了模拟相似准则。实验中 ,主要研究了冷态及热态条件下系统初始压力、汽液相管道阻力特性、汽液联通方式、堆芯罐与注硼罐上空腔体积比对两罐汽空间压力平衡时间和注硼响应时间的影响。实验结果表明 ,在完全模拟实际系统上空腔体积比的情况下 ,热态压力平衡时间较冷态时稍长 ,约为3s ,注硼响应时间约为6s,上述各参数对响应特性影响都不大 ,故可证实该系统是可以实现安全停堆的。增加注硼罐上空腔体积后各参数对压力平衡时间的影响较增加前有所不同。

关键词： 200MW低温供热堆重力注硼模拟系统安全