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1.
为解决电子设备高热通量下的散热问题,采用H2O2氧化法对烧结毛细芯进行了超亲水改性,研究了毛细芯表面润湿性对吸液性能的影响。并将改性后的超亲水毛细芯应用到环路热管内,研究了倾斜角度及加热功率对超亲水毛细芯环路热管的换热特性的影响。实验结果表明:超亲水毛细芯的吸液速度增加,吸液时间较亲水毛细芯减小了3.52ms;与普通亲水毛细芯环路热管相比,在加热功率Q=200W时,超亲水毛细芯环路热管蒸发器中心温度降低了约6.0℃,在Q=20W时启动时间与温度分别降低了33s与2.5℃。同时发现超亲水毛细芯环路热管在正重力状态时的运行温度更低,热阻较小,最低热阻仅为0.084℃/W。 相似文献
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3.
采用低温水等离子体技术,在三通道聚氯乙烯(PVC)膜表面接枝了甲基丙烯氧基苄基二甲基氯化铵(DMAE)单体,增强了膜亲水和抗菌性能。通过红外分析,表明DMAE成功接枝到了PVC膜上,水通量提高两倍,PVC-ir-H2O膜(通过水等离子体处理的膜)对牛血清蛋白(BSA)的吸附能力下降67%,对BSA溶液的通量从7.7提高至40 kg?m-2?h-1,并且对BSA的截留能力不变。通过静态及动态抗菌实验,接枝后的PVC膜(PVC-g-PMAE膜)抗菌率达到100%,膜组件运行中的抗菌率也达到82%以上。在保证细菌截留率100%的同时,其渗透通量提高三倍。该膜表面修饰工程技术能实现膜表面的均一化改性,且绿色环保、操作简便、成本低,改性膜在饮用水处理领域,尤其是家用净水器中展现了很好的应用前景。 相似文献
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Integrated tests (IT) applied to the Units I and II of the CNAAA Nuclear Power Plants (Angra dos Reis, Rio de Janeiro, Brazil) vara part of a comprehensive test program required to have the commercial operational licence issued. The IT cover operation at zero power and the subsequent power levels (the power escalation) until the nominal power operation.
This paper reports and compares the results of systematic neutron and gamma equivalent dose-rate measurements performed inside and outside the reactor containment of each Unit, during the start-up phase of the operation, for different power levels of the reactors. It also compares the collective-doses measured along the operation of the two units of the CNAAA wich similar data of the Grafenrheinfeld nuclear power plant (Germany) — basic-of-project for the CNAAA — Unit II — and analyses the data under the fight of the state-of-art. 相似文献
6.
对几种加氢裂化、加氢异构脱蜡及溶剂精制基础油作为CF-4 5W/40柴油机油的基础油进行筛选,并讨论分析了基础油、粘度指数改进剂、降凝剂、复合剂对低温动力粘度的影响,结果表明:影响油品低温动力粘度的主要因素是基础油、粘度指数改进剂及功能添加剂,其中基础油的影响最大。为调制大跨度粘度等级的CF-45W/40柴油机油提供了依据。 相似文献
7.
在糖化酶生产过程中,为了防止正常生产中黑曲霉菌种性能的变化,对菌种的一级种母进行甘油冷冻保存,在-120℃的条件下分别保存30、60、90d,然后直接接入种母培养基,待成熟后接入种子罐,投入50t发酵罐工业生产,150h左右发酵结束。产酶单位与原工艺条件相一致。 相似文献
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10.
In the framework of joint effort between the Nuclear Energy Agency (NEA) of OECD, the United States Department of Energy (US DOE), and the Commissariat a l'Energie Atomique (CEA), France a coupled three-dimensional (3D) thermal-hydraulics/neutron kinetics benchmark for VVER-1000 was defined. The benchmark consists of calculation of a pump start-up experiment labelled V1000CT-1 (Phase 1), as well as a vessel mixing experiment and main steam line break (MSLB) transient labelled V1000CT-2 (Phase 2), respectively. The reference nuclear plant is Kozloduy-6 in Bulgaria. The overall objective is to assess computer codes used in the analysis of VVER-1000 reactivity transients. A specific objective is to assess the vessel mixing models used in system codes. Plant data are available for code validation consisting of one experiment of pump start-up (V1000CT-1) and one experiment of steam generator isolation (V1000CT-2). The validated codes can be used to calculate asymmetric MSLB transients involving similar mixing patterns. This paper summarizes a comparison of CATHARE and TRAC-PF1 system code results for V1000CT-1, Exercise 1, which is a full plant point kinetics simulation of a reactor coolant system (RCS) pump start-up experiment. The reference plant data include integral and sector average parameters. The comparison is made from the point of view of vessel mixing and full system simulation. CATHARE used a six-sector multiple 1D vessel thermal-hydraulic model with cross flows and TRAC used a six-sector, 18-channel coarse-mesh 3D vessel model. Good agreement in terms of integral parameters and inter-loop mixing is observed. 相似文献