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11.
向上倾斜管内气-水两相流流型转变分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
对管径15 mm,管长6 m的有机玻璃管,在两种不同的向上倾斜角度(15°、30°)下,同向通过的气水两相流流型转变进行了分析,列出相应的转变准则关系式。结果显示,弹状流向泡状流转变界限的实验值与计算符合较好,间歇流向环状流的转变界限在低液体流速下符合较好。  相似文献   
12.
针对一体化反应堆的窄通道和自然循环特点,在常压下,以水为工质,对竖直窄环隙流道进行了自然循环过冷沸腾换热实验研究,通过对流道内温度的测量,考察了入口过冷度、流道间隙和加热负荷对流道内温度分布的影响.结果表明,在中低负荷区,流体的截面温度基本不受加热负荷的影响,入口过冷度使轴向壁温分布呈现非单调性变化,在一定条件下会引起沸腾区壁温的逆向升高,减小流道间隙或增大加热负荷有助于弱化入口过冷度的影响,减小流道间隙还有利于降低壁面温度,但流道间隙也不宜过小.  相似文献   
13.
摇摆状态下竖直管内单相水摩擦压降特性分析   总被引:3,自引:1,他引:3  
对摇摆状态下,3种不同管径(15,25,34.5 mm)的光滑有机玻璃管管内单相水的摩擦压降特性进行分析.与传统的稳定状态下的经验公式值进行对比,发现摇摆状态下的摩阻系数随时间变化有明显的周期性,而且远远大于传统经验公式计算值.通过对摇摆状态下单相水的运动分析,并在结合实验数据以及综合考虑各影响因素的基础上,给出了摇摆状态下摩阻系数的计算关系式,与传统的Blasius和Niklaus经验公式相比,计算值与实验值符合较好.  相似文献   
14.
摇摆对气-液两相流流型及空泡份额的影响   总被引:3,自引:0,他引:3  
对摇摆状态下竖直上升管内气-液两相流的流型及空泡份额变化进行了实验和理论研究.研究发现,摇摆使两相流的流型发生改变,使泡状流提前转变为弹状流,使搅混流的区域加宽.实验还发现,在弹状流型区摇摆状态下两相流的空泡份额小于非摇摆状态下的空泡份额.通过对两相流滑速比的分析并应用分相流的动量方程,合理解释了产生这种结果的原因.  相似文献   
15.
以不同丝径的不锈钢纤维为金属纤维过滤器的滤材,通过实验分析滤层厚度对纤维过滤器的除湿性能的影响。结果表明,增加滤层厚度可以有效提高除湿效率,但当8μm纤维滤层超过6层后,滤层除湿效率变化不大;实验结果与经典过滤机理模型计算值的相对误差小于9%,经典过滤机理模型可用来预测新型不锈钢纤维过滤器的除湿效率。  相似文献   
16.
分别在无扰动以及扰动大小不同的实验情况下,对密度锁启动过程中的传热特性进行了实验研究.研究结果表明,密度锁能抑制热量下传.根据传热情况,密度锁内过渡区可分为强分层、弱分层和无分层3种情况.强分层和弱分层情况下,密度锁都能有效地阻止热量下传,且强分层向下传热量更小.而在无分层情况下热量连续不断地从密度锁传出,导致密度锁失效.  相似文献   
17.
竖直管内弹状流向搅混流转变界限的判定   总被引:1,自引:0,他引:1  
本文对两种不同管径的竖直管内弹状流向搅混流转变界限的判定进行了实验研究.实验发现,在弹状流向搅混流转变的过程中,管内压力会随气体流量的增加出现先降低后上升的非单调性变化.通过对管内压力和摩阻变化的理论分析,并在可视化观察的基础上,提出压力变化曲线的转折点即为搅混流产生的起始点.然后根据实验数据,绘出两种不同管径下的搅混流转变界限.  相似文献   
18.
辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。  相似文献   
19.
摇摆状态下水平管中单相水的摩擦阻力实验研究   总被引:3,自引:1,他引:2  
在常温常压下,利用水平放置在机械传动的摇摆台架上的两相流实验装置,对内径为34.5 mm有机玻璃管内的单相水在不同摇摆状态下的摩擦压降特性进行了试验研究.应用能量方程和Darcy公式求解了摇摆状态下单相水的摩擦阻力系数.试验结果表明:流速、摇摆周期和摇摆幅值等因素对摩擦压降都有一定的影响,并且摇摆状态下的摩擦系数与稳态时不同,呈现周期性的变化.通过引入摇摆雷诺数和实验数据的拟合,提出了用于计算摇摆状态下单相水的摩擦阻力系数的试验关联式.与实验值比较,计算值能够反映摩擦阻力系数的变化,两者符合得很好.  相似文献   
20.
以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统(PRHRS),该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全。用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电(SBO)事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析。计算结果表明:增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热;降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大;余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出。  相似文献   
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