彭云康
【姓名】 彭云康
【职称】 研究员;
【研究领域】 核科学技术;机械工业;动力工程;
【研究方向】 反应堆安全传热研究
【发表文献关键词】 喷射泵,自然循环,过渡特性,强迫循环,连续提棒事故,一回路,压水堆,停堆余热冷却系统,加热段,模拟,化学容积控制系统,核动力装置,蒸汽凝结,自然循环能力,全压堆芯补水箱,过渡过程,增压换热器,RELA...
【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】 四川成都
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[1]卓文彬;彭云康;李颖川;郑海峰;.气举试验井两相流动特性分析[J]重庆大学学报(自然科学版).2006,(03)
[2]彭云康,郑华.用RELAP5程序分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果[J]核动力工程.2003,(01)
[3]彭云康,郑华.先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究[J]核动力工程.2003,(02)
[4]赵良举,彭云康,谭曙时.秦山600MW核反应堆控制棒热态落棒实验模拟分析[J]核动力工程.2003,(03)
[5]李夔宁,彭云康,童明伟,谭曙时.饱和蒸汽在过冷液面凝结特性的实验研究[J]核动力工程.2003,(06)
[6]蔡志明,王少明,彭云康.核动力装置连续提棒事故的瞬态特性模拟[J]核动力工程.2000,(02)
[7]彭云康,许厚明,罗志远,倪永君,刘莉.停堆余热冷却系统-化学容积控制系统热工水力特性分析[J]核动力工程.2000,(05)
[8]李夔宁,彭云康,童明伟,谭曙时,童庆明.全压堆芯补水箱内饱和蒸汽凝结特性分析及数值模拟[J]核动力工程.2001,(04)
[9]彭云康,赵良举,倪永君.增压换热器在先进压水堆应用的可行性研究[J]核动力工程.2002,(03)
[10]彭云康.低流速下临界热流密度（CHF）关系式分析[J]核动力工程.1994,(03)
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