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【姓名】	刘松涛
【职称】	高级工程师;
【研究领域】	核科学技术;安全科学与灾害防治;电力工业;
【研究方向】	热工水力和安全分析工作
【发表文献关键词】	超临界,第四代核能系统,轻水反应堆,水冷却,反应堆,水冷反应堆,冷却剂,界点,热效率,高温高压,热力学,包壳,堆芯,燃料棒,超临界水,反应堆系统,再淹没,传热恶化,冷却剂出口,热工水力,
【工作单位】	中国核动力研究设计院
【曾工作单位】	中国核动力研究设计院;
【所在地域】	成都

中国期刊全文数据库 共找到12篇

[1]郭超;徐蒋明;刘松涛;苗怡然;.基于大涡模拟方法的铅铋合金在三喷口模型中的温度振荡特性研究[J]核动力工程.2025,(03)

[2]曾未;宋丹戎;陈智;朱力;刘松涛;.ACP100+失水事故应对策略研究[J]核动力工程.2017,(06)

[3]魏宗岚;杜思佳;王啸宇;吴广皓;刘松涛;张渝;.基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究[J]核动力工程.2017,(S2)

[4]郭兴坤;田晧文;周毅;张敏杰;李松岭;刘松涛;.燃料棒腐蚀和吸氢模型研究[J]核动力工程.2016,(S1)

[5]杨帆;S.Kudriakov;余红星;邓坚;李松蔚;曾未;刘松涛;.严重事故下安全壳内氢气爆燃风险数值模拟研究[J]核动力工程.2017,(04)

[6]刘松涛;袁园;魏宗岚;曾未;朱力;苟军利;.热管冷却空间反应堆事故特性研究[J]核动力工程.2016,(05)

[7]魏宗岚;张渝;刘松涛;马强;.带格架棒束通道交混湍流数值模拟研究[J]核动力工程.2015,(04)

[8]张敏杰;田晧文;毛辉辉;陈树;田宇;刘松涛;龚君勇;.卸压箱冷却管传热计算方法研究[J]核动力工程.2015,(S1)

[9]曾未;朱力;刘松涛;余红星;孙玉发;.窄缝通道两相流相间摩擦特性对再淹没骤冷前沿推进速率的影响研究[J]核动力工程.2013,(06)

[10]张丹;鲁剑超;刘松涛;单建强;.中国超临界水堆完全失流事故分析[J]核动力工程.2013,(01)

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