搜索结果: 16-30 共查到“裂变堆热工与水力”相关记录140条 . 查询时间(4.297 秒)
肖炳甲，1966年2月生，中国科学院等离子体所研究员、博士导师，中国科学技术大学兼职教授、博士导师。1982 -1990在中国科学技术大学工程热物理专业本科和硕士研究生学习,1990年后入中国科学院等离子体物理所工作,主要从事聚变裂变混合堆的热工水力、中子学和边界等离子体行为的研究。1997年4月获核聚变与等离子体物理专业博士, 1998年12月－2000年12月获日本学术振兴会博士后奖学金，在日...
重大专项两个模拟试验大纲通过专家评审（图）
模拟试验 专项 评审
2013/6/7
2013年6月4日，大型先进压水堆重大专项总设计师办公室在成都主持召开“CAP1400反应堆结构水力模拟试验大纲”和“CAP1400堆内构件流致振动模拟试验大纲”专家评审会。评审会专家组由中国工程院孙玉发院士、国家核电专家委专家郁祖盛领衔，包括国家核安全局、核与辐射安全中心、上海交通大学、中国核动力研究设计院（以下简称“核动力院”）和上海核工院等单位的10位专家组成，上海核工院与核动力院课题组在会...
哈尔滨工程大学核科学与技术学院田瑞峰副教授
哈尔滨工程大学核科学与技术学院 副教授 汽水分离技术 反应堆工程
2012/4/20
田瑞峰，男，副教授，1975年7月出生。研究方向：反应堆工程，核动力设备与装置性能。研究领域：汽水分离技术，反应堆热工流体数值模拟，叶轮机械内流数值模拟等。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院曹夏昕副教授
哈尔滨工程大学核科学与技术学院 副教授 核反应堆热工水力
2012/4/20
曹夏昕，女，1978年6月出生，副教授。主要研究方向：两相流动与沸腾换热、反应堆非能动安全、强化传热。。
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究
高温气冷堆 余热排出 数值计算 温度场
2010/11/12
非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一。本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法，并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数，为余热排出系统的设计和运行提供了参考。对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析，结果表明混凝土最高温度低于安全限值。
热化截面库SabDEP制作与热化截面插值方法
SabDEP 热化截面 ACE 插值
2010/8/10
加工生成了基于ENDF/BⅦ及其评价方法的新热化ACE(A Compact ENDF)截面库SabDEP（工程物理系热化截面库），包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料，每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证，重水的截面相对于原来生成的截面有很大改进。在清楚ACE文件结构基础上，对热化截面开展了温度插值方法研究，取得了很好的插值结果。
HFETR流量反转分析研究
HFETR 自然循环 流量反转 强迫循环
2010/7/19
中国高通量工程试验堆（HFETR）在流量反转过程中，堆芯热工参数的变化会影响到反应堆的安全运行。为此本文利用RELAP5/MOD3程序建立了HFETR模型，进行了相关的研究，得出HFETR强迫循环向自然循环转换的最大允许功率为850 kW，自然循环向强迫循环过渡的时刻由压力壳上部水温决定。研究结果表明，现运行模式能保证反应堆的运行安全，为以后运行模式的完善提供了支持。
稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析
压水堆 严重事故 稳压器波动管 蠕变破裂失效
2010/6/14
以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具，研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明，稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15 cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果，失效尺寸在12 cm以下或18 cm以上时，其计算结果没有15 cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。
AP1000冷管段小破口失水事故分析
AP1000 RELAP5 小破口失水事故
2010/5/2
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4，对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析，得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化，计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压，防止堆芯过热，验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。
压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势
压水堆核电站 热工水力
2009/12/3
比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围，着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用，阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。
第八届反应堆热工水力、运行和安全国际会议
第八届 反应堆 热工水力
2009/10/15
第八届反应堆热工水力、运行和安全国际会议将于2010年10月10日至14日在上海召开。本届会议将秉承NUTHOS一贯的传统，在全球核能振兴的时刻，为核能工业、研究机构和学术团体就最新的研究成果和实践经验提供交流的平台。
离心长级联水力学动态数值模拟
离心级联 水力学 调节
2009/9/16
针对已有的调节方法无法进行离心长级联水力学动态模拟的问题，提出一种新的调节方法。该方法从中间供料级出发，根据机器滞留量和管道额定流量向两端逐级调节阀门，从而得到离心长级联稳定运行时的水力学状态。50级和100级的数值模拟结果表明，该方法不受离心机水力学特性参数的限制，大幅缩短调节时间，可以较快得到满足水力学要求的级联设计参数。在级联稳定运行的基础上，通过改变供料量的大小，分别研究了在有无阀门自动调...
压水堆核电站铁水反应机理研究
压水堆 铁水反应 反应机理
2009/9/4
从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本工作采用量子化学理论，应用量子化学软件包Gaussian03，在B3LYP/6-311+G(d)理论模型上研究了压水堆严重事故下铁水反应的微观机理，并计算了活化能。结果表明，铁水反应是由两个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应活化能较大，是铁水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步...
Thermal-Hydraulic Analysis of Coolant Flow Decrease in Fuel Channels of Smolensk-3 RBMK during GDH Blockage Event
Thermal-Hydraulic Coolant Flow
2009/9/3
One of the transients that have received considerable attention in the safety evaluation of RBMK reactors is the partial break of a group distribution header (GDH). The coolant flow rate blockage in o...
Thermal-Hydraulic Analysis Tasks for ANAV NPPs in Support of Plant Operation and Control
Thermal-Hydraulic ANAV NPPs
2009/9/3
Thermal-hydraulic analysis tasks aimed at supporting plant operation and control of nuclear power plants are an important issue for the Asociación Nuclear Ascó-Vandellòs (ANAV). ANAV is the consortium...