海洋条件下非能动堆芯补水系统安注特性数值分析

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作者 唐济林 王庶光 +5 位作者 单家浩 张晋雷 李东阳 谭思超 田瑞峰 邱立青 《哈尔滨工程大学学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期2335-2340,共6页

针对非能动堆芯补水系统在海洋条件下的安注运行特性和安全分析的问题,本文建立了流体附加惯性力模型。通过对系统分析程序ARSAC二次开发,获得了能够模拟海洋条件下非能动堆芯补水系统安注过程的计算程序,并开展了初步验证和非能动堆芯... 针对非能动堆芯补水系统在海洋条件下的安注运行特性和安全分析的问题,本文建立了流体附加惯性力模型。通过对系统分析程序ARSAC二次开发,获得了能够模拟海洋条件下非能动堆芯补水系统安注过程的计算程序,并开展了初步验证和非能动堆芯补水系统安注特性数值模拟。研究表明:附加惯性力模型及相应的程序节点模型能够预测海洋条件对非能动堆芯补水系统的影响。起伏工况下,非能动堆芯补水系统安注流量呈周期性波动,其振幅受起伏加速度和周期影响;摇摆条件不同,形成的附加惯性力存在显著差异,安注流量的波动特性显著不同;倾斜工况会改变非能动堆芯补水系统冷热两端的高度差,从而影响安注流量。本文可为海洋条件下非能动系统的设计及分析提供参考。 展开更多

关键词 摇摆运动 起伏运动 倾斜 非能动系统 堆芯补水箱 自然循环 安注特性 系统分析程序

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先进安注箱热工水力特性研究 被引量：5

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作者 苟军利 单建强 +2 位作者 胡宏伟 曹建华 沈永刚 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期116-121,共6页

为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理... 为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理性。针对某先进安注箱,研究了其热工水力特性,并开展了参数敏感性分析,结果表明:各参数的变化趋势合理,先进安注箱能实现从大流量到小流量段的过渡;小流量阶段的出口质量流量随阻尼器直径的增大而减小;整个阶段的出口质量流量随大流量水体积与氮气体积比的增大而减小;当立管形阻系数在一定的变化范围内时,大流量阶段的出口质量流量随立管形阻系数的减小而增大。该研究将为我国先进安注箱的设计和实验研究提供理论依据。 展开更多

关键词 先进安注箱 热工水力特性 敏感性分析

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AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究 被引量：5

3

作者 杨江 田文喜 +1 位作者 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期755-760,共6页

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故(包括25.4cm等效直径冷管破口和5.08cm等效直径冷管破口)下的... 根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故(包括25.4cm等效直径冷管破口和5.08cm等效直径冷管破口)下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明:安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。 展开更多

关键词 AP1000 安注箱 瞬态特性

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600MW压水堆安注箱设计研究 被引量：2

4

作者 冯进军 冯文卿 +4 位作者 周克峰 杨志义 石俊英 种毅敏 柴国旱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1611-1618,共8页

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包... 本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。 展开更多

关键词 TRACE SNAP 压水堆 大破口失水事故 安注箱

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三代压水堆核电站核二级低压安注泵用机械密封研制 被引量：7

5

作者 刘伟 张吉来 +4 位作者 李良平 吴希曦 陈侃 王吉庆 姚宝运 《流体机械》 CSCD 北大核心 2019年第4期45-48,38,共5页

总结了一种新型研制的压水堆核电站核二级低压安注泵用机械密封的技术特点,从设计输入、条件分析、方案选型等方面进行了详细的介绍,并利用有限元分析对端面状态进行了分析与优化设计。研究表明,合理选型和设置密封参数,可以实现在该泵... 总结了一种新型研制的压水堆核电站核二级低压安注泵用机械密封的技术特点,从设计输入、条件分析、方案选型等方面进行了详细的介绍,并利用有限元分析对端面状态进行了分析与优化设计。研究表明,合理选型和设置密封参数,可以实现在该泵的各类事故特殊工况下执行预期功能。 展开更多

关键词 核电站 低压安注泵 机械密封

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高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析 被引量：3

6

作者 韩旭 熊进标 +1 位作者 程旭 王宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1387-1392,共6页

压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷... 压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷管段和下降段环腔中流体混合的主导因素分别为强迫流动混合和浮升力驱动混合。在仅有1条冷管段注入的情况下,进入下腔室的流体会再次回流至环腔,从而对冷却剂的混合特性产生影响。 展开更多

关键词 高压安注 混合特性 热分层 承压热冲击

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安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析 被引量：4

7

作者 商学利 张帆 +1 位作者 陈文振 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期336-340,共5页

以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功... 以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功率因子,最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额,并指出:对破口出现在主管道冷段的设计基准事故,热端安注能减轻事故后果,减少破损份额。 展开更多

关键词 船用压水堆 MBLOCA 安注方式 包壳破损

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基于GO-FLOW方法的非能动安注系统可靠性分析研究 被引量：3

8

作者 付陟玮 杨明 +2 位作者 宋维 詹文辉 毛欢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1035-1039,共5页

研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破... 研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破裂事故中的可靠分析,得到系统在不同时间点的可靠性数据;对GO-FLOW方法和故障树方法的计算结果进行对比,找出其结果差异的原因,分析两种方法的计算特点,得出两种方法在系统可靠性评价中的应用特点。 展开更多

关键词 GO-FLOW方法 故障树 非能动安注系统 可靠性

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核电站中压安注箱不锈钢衬里焊接层缺陷分析 被引量：1

9

作者 钱进 郭丽娜 +1 位作者 卞伟 褚凤敏 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2014年第5期181-182,185,共3页

某核电站中压安注箱内壁不锈钢衬里的部分焊缝周围存在一些裂纹,经检查发现,裂纹主要位于堆焊层与不锈钢衬里的搭接部位及附近,裂纹的形貌呈撕裂状,同时裂纹附近基体轧制纤维组织有变形硬化。推测安注箱出现裂纹的原因是应力造成的机械... 某核电站中压安注箱内壁不锈钢衬里的部分焊缝周围存在一些裂纹,经检查发现,裂纹主要位于堆焊层与不锈钢衬里的搭接部位及附近,裂纹的形貌呈撕裂状,同时裂纹附近基体轧制纤维组织有变形硬化。推测安注箱出现裂纹的原因是应力造成的机械开裂。分析认为,打压试验的内压和焊接残余应力是安注箱的主要应力来源。 展开更多

关键词 安注箱 钢衬里 机械开裂 打压试验 失效分析

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直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

10

作者 卢冬华 尹飞 陈骏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2002年第4期296-302,共7页

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动... 失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 。 展开更多

关键词 下降环腔 射流传热 试验研究 反应堆 压力容器 直接安注 流动 传热 失水事故工况

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反应堆直接安注结构热工影响分析 被引量：2

11

作者 曹方方 蒋兴 +2 位作者 翁羽 王燕燕 王海军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期46-51,共6页

建立了反应堆压力容器直接安注的实验模型,进行传热和流动实验。实验对比研究了文丘里管和直管两种不同安注管结构下压力容器不同区域的流动混合、传热系数以及相应的温度变化,并通过可视化实验对比验证了不同安注模型的流场,对不同结... 建立了反应堆压力容器直接安注的实验模型,进行传热和流动实验。实验对比研究了文丘里管和直管两种不同安注管结构下压力容器不同区域的流动混合、传热系数以及相应的温度变化,并通过可视化实验对比验证了不同安注模型的流场,对不同结构下安注管的阻力特性进行了分析。研究结果表明,不同安注管在流动阻力上存在较大差异。研究结果为反应堆压力容器安注管的设计选择提供了重要依据。 展开更多

关键词 压力容器 安注 文丘里 阻力 传热

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高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验优化研究 被引量：3

12

作者 张勇 张钊 +3 位作者 杨自军 王秭春 苏卫岗 种道彤 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期958-965,共8页

高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验一般在机组下行阶段进行,是确保安全壳整体安全性能的重要试验。本文分析了高低压安注机械贯穿件密封性试验的压力选择及试验原理,指出了目前试验存在主要问题的直接原因,通过对热段安注管线轴... 高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验一般在机组下行阶段进行,是确保安全壳整体安全性能的重要试验。本文分析了高低压安注机械贯穿件密封性试验的压力选择及试验原理,指出了目前试验存在主要问题的直接原因,通过对热段安注管线轴向温度的计算分析,找到了死管段内汽水分层导致阀门锈蚀的根本原因;提出了该定期试验超出设计压力的解决方法和优化方案。阀门锈蚀导致机械贯穿件密封性定期试验压力无法维持。长期而言,应对死管段进行加压工程改造;在未进行工程改造前,在试验封闭管段加装自力式减压阀。本文的研究对于优化定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。 展开更多

关键词 高压安注 低压安注 机械贯穿件 密封性 定期试验

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大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析 被引量：1

13

作者 孙礼亚 黄东兴 +1 位作者 浦胜娣 李吉根 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期44-46,共3页

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明,低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却,并防止硼酸结晶。

关键词 大破口失水事故 低压安注系统 再循环 结晶

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非能动安注箱的设计与分析 被引量：3

14

作者 郑华 臧希年 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第2期149-153,共5页

介绍了非能动安注箱的设计与实验,并用CATHENA程序分析其特性:注入流量的峰值,高注入流量的持续时间,最低注入流量等。计算结果表明非能动安注箱设计满足主要的性能要求,CATHENA程序计算结果与实验数据基本一致,可用于概念设计与事故分析。

关键词 非能动安注箱 CATHENA 流控设备 热工水力数值模拟

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基于ANSYS的AP1000安注箱壳体强度可靠性分析 被引量：4

15

作者 姚兆祯 张丽艳 +1 位作者 李辉 王秉熙 《压力容器》 2016年第2期61-66,共6页

基于ANSYS有限元方法,选用AP1000安注箱球壳截面的参数化模型,考虑载荷为内压的情况下,以服从正态分布的球壳壁厚和材料许用应力为输入变量,对其进行可靠性分析与评定。安注箱壳体强度的可靠度为100%,它是以完工的AP1000安注箱可靠性参... 基于ANSYS有限元方法,选用AP1000安注箱球壳截面的参数化模型,考虑载荷为内压的情况下,以服从正态分布的球壳壁厚和材料许用应力为输入变量,对其进行可靠性分析与评定。安注箱壳体强度的可靠度为100%,它是以完工的AP1000安注箱可靠性参数实测值经统计处理作为输入数据并通过有限元计算得出的结果,对安注箱的研究与工程设计具有一定参考价值。 展开更多

关键词 安注箱 壳体强度 可靠性 有限元分析

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基于Newton-Raphson算法的COSINE热工水力程序安注箱模块研发 被引量：2

16

作者 陈俊 沙会娥 +4 位作者 吴照国 孔晓宁 尹铁男 林萌 杨燕华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期462-467,共6页

COSINE软件包是国家核电技术有限公司北京软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包,安注箱是该软件包用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于Newton-Raphson算法建立的安注箱模型,该模型采用半隐式离散方... COSINE软件包是国家核电技术有限公司北京软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包,安注箱是该软件包用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于Newton-Raphson算法建立的安注箱模型,该模型采用半隐式离散方法,程序的四个守恒方程采用有限体积法,其方程分别为:不凝气体质量守恒方程,液相质量守恒方程、气相动量守恒方程以及气相能量守恒方程。守恒方程考虑惯性力,壁面摩擦,局部阻力损失以及重力等因素影响。利用COSINE安注箱模型和参考程序RELAP5计算结果对比,两者计算结果误差较小,吻合较好;结果表明:COSINE安注箱模型能正确模拟安注箱,个别情况下COSINE安注箱模块更具稳定性和收敛性。 展开更多

关键词 系统程序 COSINE 安注箱模块 NEWTON-RAPHSON 半隐式

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安注箱用不锈钢复合钢板成形工艺模拟及评价 被引量：3

17

作者 姚兆祯 王秉熙 +1 位作者 张丽艳 李辉 《压力容器》 2016年第8期20-26,共7页

通过有限元模拟对复合钢板的冷/热成形过程进行数值计算,获取其在生产制造过程中所需要满足的剪切强度要求,并研究不同的成形工艺对复合钢板剪切性能的影响。研究发现,成形时的热处理是造成复合钢板剪应力变化的关键因素。无论采用何种... 通过有限元模拟对复合钢板的冷/热成形过程进行数值计算,获取其在生产制造过程中所需要满足的剪切强度要求,并研究不同的成形工艺对复合钢板剪切性能的影响。研究发现,成形时的热处理是造成复合钢板剪应力变化的关键因素。无论采用何种成形工艺(冷成形或热成形),复合钢板(爆炸复合钢板和轧制复合钢板)的实际剪切强度性能均能够满足安注箱的制造需求。 展开更多

关键词 安注箱 不锈钢复合钢板 成形工艺 有限元模拟

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直接安注接管与筒体连接区表面裂纹J积分数值计算 被引量：3

18

作者 赵延义 王泽武 +1 位作者 范海贵 刘培启 《压力容器》 北大核心 2021年第12期53-61,共9页

核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开... 核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开发了热力耦合作用下表面裂纹弹塑性断裂J积分的数值计算模型,并进行了验证分析和裂纹强度评定;探究了温差、裂纹深长比和双裂纹交互作用对J积分的影响规律。该研究成果不仅可用于评定核岛内DVI接管表面裂纹的安全性以及抗快速断裂能力,也可用于其他承压结构在热力耦合作用下表面裂纹弹塑性J积分计算分析。 展开更多

关键词 反应堆压力容器(RPV) 直接安注(DVI)接管 J积分 双裂纹 快速断裂

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秦山核电厂高压安注系统可靠性分析 被引量：2

19

作者 冯炳良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期43-50,共8页

文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂... 文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂高压安注系统的薄弱环节、改进系统设计提供了参考依据。 展开更多

关键词 核电厂 高压安注系统 可靠性

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压水堆核电机组应急柴油发电机安注泵加载程序分析和优化研究 被引量：1

20

作者 李力 杜宇 +1 位作者 杨庆明 毛欢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期818-824,共7页

压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二... 压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二代压水堆核电机组,厂外电源丧失时需要由厂内电源(应急柴油发电机组)供电的设备数量和重新加载时间有很大不同。为了保证应急柴油发电机组安全功能有效实现,需对相关负载设备运行特性进行分析和优化,本文以安注泵为例阐述了压水堆核电厂应急柴油发电机组加载负荷优化分析。 展开更多

关键词 应急柴油发电机 加载程序 安注泵

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