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检索条件"作者=柏云清"
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聚变实验堆ITER实验包层瞬态热工安全分析
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核动力工程 2006年 第z1期27卷 30-33页
作者: 柏云清 吴宜灿 陈红丽 中国科学院等离子体物理研究所 安徽合肥230031
在中国向ITER(International Thermonuclear Experiment Reactor)实验包层工作组提交的双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)设计分析的基础上,通过对DFLL-TBM系统相关的瞬态事故如真空室内部冷却剂泄漏、TBM(实验包层模块)内部冷却剂泄漏... 详细信息
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中国铅基研究实验堆绕丝燃料组件热工水力分析
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原子能科学技术 2015年 第B05期49卷 167-173页
作者: 葛增芳 周涛 柏云清 宋勇 中国科学院核能安全技术研究所 中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室安徽合肥230031
在铅基研究反应堆燃料组件设计中,燃料棒之间的绕丝可减少燃料棒在运行过程的机械振动,并使冷却剂在各子通道间有效混合,对绕丝燃料组件内冷却剂的热工水力分析将对燃料组件的设计与优化具有重要意义。本文通过CFD方法对中国铅基研究实... 详细信息
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液态金属与传统介质下槽式集热管性能对比
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太阳能学报 2020年 第7期41卷 214-221页
作者: 吴闽强 孔繁丽 朱志强 柏云清 中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 合肥230031 中国科学技术大学 合肥230027
对比液态铅铋、液态钠、熔盐及导热油的热物性,从换热和储能性能等方面探讨液态金属作为传热介质在槽式集热管中应用的可行性。基于能量守恒原理建立槽式集热管二维稳态传热模型,通过与文献实验结果对比,验证数值计算模型的准确性。在... 详细信息
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半周加热下集热管内液态铅铋传热特性研究
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太阳能学报 2019年 第4期40卷 950-956页
作者: 吴闽强 朱志强 黄望哩 柏云清 中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 合肥230031 中国科学技术大学 合肥230027
建立液态铅铋合金在太阳能高温集热管内对流传热数值计算模型。采用Fluent软件,通过求解三维N-S方程及能量方程,研究半周加热半周绝热边界条件下集热管内液态铅铋合金的传热性能。研究结果表明:构建湍流普朗特数模型的方法可用于半周加... 详细信息
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新型槽式集热管液态铅铋传热下集热性能分析
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工程热物理学报 2019年 第5期40卷 1131-1138页
作者: 吴闽强 柏云清 朱志强 黄望哩 中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室 合肥230031 中国科学技术大学 合肥230027
针对熔盐或导热油传热下传统槽式集热管高温条件下集热效率低、热量损失严重的问题,提出了一种采用液态铅铋(LBE)作为传热介质的新型槽式集热管,建立了新型槽式集热管的二维稳态传热模型。基于该模型研究了太阳直射辐射强度、液态铅铋... 详细信息
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基于RELAP5-HD的中国铅基研究实验堆模拟机热工水力模型开发与分析
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原子能科学技术 2015年 第B05期49卷 153-160页
作者: 张光雨 宋勇 徐鹏 汪建业 柏云清 中国科学院核能安全技术研究所 中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室安徽合肥230031 中国科学技术大学 安徽合肥230027
中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)是针对加速器驱动次临界装置和第4代铅冷快堆发展需求设计的能实现临界和加速器驱动次临界双模式运行的新型反应堆,具有良好的中子学与热工水力学特性,并具备固有安全性。CLEAR-Ⅰ模拟机是针对中国铅基研... 详细信息
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加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界堆束流瞬变事故研究
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核技术 2015年 第1期38卷 91-96页
作者: 汪振 王刚 辜峙钘 柏云清 龙鹏程 中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室 合肥230031 中国科学技术大学 合肥230026
利用FDS团队(Fission&Fusion Design Study)开发的中子学与热工水力学耦合安全分析软件,对一种加速器驱动铅铋自然循环次临界反应堆的束流中断及束流超功率事故进行了模拟分析。计算结果表明:加速器驱动次临界洁净核能系统(Accelerator ... 详细信息
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Thermo-Mechanical Analyses of the High Heat Flux Component for ITER Dual Functional Lithium Lead Test Blanket Module
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Plasma Science and Technology 2009年 第2期11卷 236-240页
作者: 陈红丽 柏云清 Institute of Plasma Physics Chinese Academy of Sciences
The finite element code ANSYS is used to calculate the temperature and stress distributions for the first wall of DFLL-TBM (dual functional lithium lead-test blanket module), for testing in ITER. Preliminary analyse... 详细信息
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高温包层内多层插件流道内液态铅锂MHD流动数值分析
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核科学与工程 2016年 第6期36卷 795-801页
作者: 张恒 孟孜 周涛 柏云清 中国科学院核能安全技术研究所 中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室合肥230031
包层是聚变反应堆能量转换和提取的关键部件,聚变高温制氢堆(FDS-Ⅲ)高温液态铅锂包层(HTL)中采用创新型多层插件(MFCI)技术,由SiC_f/SiC组成的流道插件使液态铅锂实现了1 000℃左右出口温度,从而达到更高的热电转换效率和制氢能力。液... 详细信息
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聚变制氢堆高温液态包层热工水力学新概念研究
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核科学与工程 2005年 第4期25卷 374-378页
作者: 陈红丽 吴宜灿 柏云清 中国科学院等离子体物理研究所 安徽合肥230031
在深入分析聚变堆包层设计要求和目前技术发展水平的基础上,根据热化学工艺制氢需要高温热的要求,提出了一个基于技术相对成熟的低活化铁素体/马氏体钢作为主要结构材料、高压氦气与液态LiPb合金作为冷却剂、具有创新性“多层流道插件... 详细信息
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