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非稳态流动下浮动核反应堆管内热工水力特性数值研究
热能科学研究 | 更新时间:2025-09-28
    • 非稳态流动下浮动核反应堆管内热工水力特性数值研究

    • Numerical study of thermal-hydraulic characteristics in pipe of floating nuclear reactor under pulsating flow

    • 热力发电   2024年53卷第2期 页码:93-100
    • DOI:10.19666/j.rlfd.202306114    

      中图分类号: TL333
    • 纸质出版日期:2024

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  • 姚尧, 李超, 祁沛垚, 等. 非稳态流动下浮动核反应堆管内热工水力特性数值研究[J]. 热力发电, 2024,53(2):93-100. DOI: 10.19666/j.rlfd.202306114.

    YAO Yao, LI Chao, QI Peiyao, et al. Numerical study of thermal-hydraulic characteristics in pipe of floating nuclear reactor under pulsating flow[J]. Thermal power generation, 2024, 53(2): 93-100. DOI: 10.19666/j.rlfd.202306114.

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