搜索筛选:
搜索耗时0.8381秒,为你在为你在102,285,761篇论文里面共找到 107 篇相符的论文内容
发布年度:
[学位论文] 作者：单建强,
来源：西安交通大学 年份：1999
作为第二代先进核反应堆的主导堆型,钠冷快堆的事故安全分析及其在事故工况下的固有安全特性一直是国内外核专家主工关注的问题.为适应中国发展快堆的需要,该论文编制了钠冷...
[期刊论文] 作者：单建强,,
来源：新课程(中学版) 年份：2008
我们的语文教学:如果学生能像《综艺大观》中的观众那样主动抢答,那课堂的气氛一定很活跃,教学效果也一定不错。一、营造宽松的学习氛围,打开紧闭的心灵大门首先就要营造轻松...
[期刊论文] 作者：张博,单建强,,
来源：核动力工程 年份：2010
当主流温度高于拟临界温度时,超临界流体为类似气体的流体,故其换热系数相对较低。采用自适应结构化网格,利用商业CFD软件Fluent6.1对简单格架的阻塞面积比对超临界竖直圆管...
[期刊论文] 作者：单建强,D．C．Groeneveld,,
来源：核动力工程 年份：2006
采用切片法、相似度概念和热平衡以及进口温度检验法,对收集到的圆管垂直向上流动临界热流密度实验数据库进行了分析。分辨出坏数据库522点、实验坏点326点、重复点1640点、...
[期刊论文] 作者：单建强,D．C．Groeneveld,S．C．Cheng,
来源：核动力工程 年份：2006
采用切片法、相似度概念和热平衡以及进口温度检验法．对收集到的圆管垂直向上流动临界热流密度实验数据库进行了分析。分辨出坏数据库522点、实验坏点326点、重复点1640点、不...
[期刊论文] 作者：葛莉,单建强,
来源：现代应用物理 年份：2017
利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了 CPR1000反应堆在发 生主蒸汽管道破裂（mainsteam linebreak,MSLB）事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况.分析了主蒸汽...
[期刊论文] 作者：单建强,吴攀,
来源：大学教育 年份：2020
安全是核电发展的生命线。核反应堆安全类课程是目前核工程与核技术专业的重要基础课程。针对核行业对核安全人才有不同的技能需求这一现状,西安交通大学开展了本—硕—博多...
[期刊论文] 作者：韩浪,单建强,
来源：原子能科学技术 年份：2005
利用人工神经网络理论对均匀加热垂直上升圆管内的临界热流密度(CHF)进行了预测.分别采用进口条件、出口条件以及局部条件假设,利用收集到的6 941个CHF实验数据中的一半作为...
[期刊论文] 作者：单建强 吴攀,
来源：大学教育 年份：2020
[摘要]安全是核电发展的生命线。核反应堆安全类课程是目前核工程与核技术专业的重要基础课程。针对核行业对核安全人才有不同的技能需求这一现状，西安交通大学开展了本一硕一博多层次核反应堆安全类课程建设的研究，以针对不同的对象采用不同的教育模式，并在教学过......
[期刊论文] 作者：吴攀, 单建强, 张博,,
来源：实验室研究与探索 年份：2018
核电厂具有高温高压、强放射性等特点,给学生的实体实验学习带来巨大的挑战,必须采用虚实结合的方式进行实验教学。以西安交通大学核电厂与火电厂系统虚拟仿真国家级教学实验...
[期刊论文] 作者：单建强,王武军,
来源：核动力工程 年份：1999
采用汽泡边界层的形成和长大，造成近壁区泡泡雍塞，从而阻碍汽泡层和主流区的湍流交换的机理，建立了圆管中低含汽率临界热流密度的预测理论模型。经过与Ｔｈｏｍｐｓｏｎ和ＭａｃＢｅｔｈ的ＣＨＦＲ数据库比较，表明在圆管......
[期刊论文] 作者：单建强,秋穗正,
来源：核动力工程 年份：1997
根据钠冷快堆安全分析的特点，选用已得到验证的基本特性公式。从基本Ｍａｘｗｅｌｌ方程出发，推导出了安全分析模型中常用物体的偏导数公式，本文的工作为钠冷快堆的安全分析工作打下了良好的基......
[期刊论文] 作者：单建强,黄彦平,
来源：核动力工程 年份：1999
利用人工神经网络理论对均匀加热垂直上升圆管内的临界热流密度（ＣＨＦ）进行预测和参数趋势分析。本研究采用局部条件假设，并选用Ｃｒｏｅｎｅｖｌｄ的ＣＨＦ查询表数据为本文神经网络训练的样本，采用训练成功的......
[期刊论文] 作者：张贵勤，单建强,
来源：核动力工程 年份：1995
本文针对整体式预热器Ｕ型管蒸汽发生器建立了热工数学模型并进行了动态模拟。该模型是一个２５阶、非线性、可移动边界模型。包括：一、二次侧的质量与能量平衡方程以及确定二次侧下......
[期刊论文] 作者：王武军,单建强,
来源：原子能科学技术 年份：1999
采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型，选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式，编制了钠冷快堆失热......
[期刊论文] 作者：景春元,单建强,
来源：核科学与工程 年份：1999
采用集总参数模型，推导了了脉冲堆燃料元件瞬态温度场的计算公式；在此基础上，计算了ＴＲＩＧＡＭａｒｋⅡ堆在脉冲后的燃料温度场，计算结果与实测值相吻合；分析评价了这种模型的计算精度。......
[期刊论文] 作者：单建强,吴攀,张博,,
来源：高校实验室工作研究 年份：2017
核反应堆安全分析课程i是核工程与核技术专业重要的必修课,无法采用实体实验进行教学。论文以西安交通大学核电厂与火电厂系统虚拟仿真国家级教学实验中心的平台为基础,设计...
[期刊论文] 作者：陈超,单建强,张博,,
来源：核动力工程 年份：2014
首先利用先进子通道分析程序(ATHAS)对超临界水冷堆(CGN-SCWR)的双排棒组件进行子通道分析,以考察燃料棒包壳温度等热工参数是否达到安全要求。根据分析结果结合子通道水力直...
[期刊论文] 作者：向熊,单建强,张博,
来源：核动力工程 年份：2004
基于海洋条件分析起伏和摇摆条件下的附加力计算方法,得出典型海洋条件下动量守恒方程的修改方法和压力边界条件修改方法.以此为依据,修改具有自主知识产权的子通道分析程序A...
[期刊论文] 作者：张少泓,单建强,BenRouben,
来源：核动力工程 年份：1999
论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ－６反应堆的燃料管理，ＣＡＮＤＵ堆的换料是带功率刊物 ，这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ堆燃料管理有设计和运行两方面的内容......
相关搜索：
