搜索筛选:
搜索耗时1.0718秒,为你在为你在102,285,761篇论文里面共找到 13 篇相符的论文内容
发布年度:
[期刊论文] 作者：余红星,黄代顺,
来源：核动力工程 年份：2003
秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山...
[期刊论文] 作者：余红星,黄代顺,
来源：核动力工程 年份：2003
在已有的和正建设的核电站设计中,设计基准事故下的水力学载荷分析是核电站设备和系统动力学分析的基础,是设备和系统设计的必要条件.设计秦山一期核电站时,由于条件限制没有...
[期刊论文] 作者：王荣忠,黄代顺,
来源：核动力工程 年份：2002
在失水事故长期冷却过程中,必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间.这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的...
[期刊论文] 作者：黄代顺,蒋孝蔚,余红星,,
来源：核动力工程 年份：2013
利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液...
[期刊论文] 作者：任春明,陈坚刚,黄代顺,,
来源：原子能科学技术 年份：2015
秦山第二核电厂12号机组拟将其加能助动式主蒸汽安全阀改为弹簧加载式安全阀。通过比对秦山第二核电厂3＆4号机组主蒸汽安全阀设计，提出了12号机组主蒸汽安全阀改进方案，即第1组......
[期刊论文] 作者：余红星,苏光辉,关仲华,黄代顺,
来源：核动力工程 年份：2012
根据堆芯熔融物滞留（IVR）措施与压力容器的传热特点，对界面脱离临界热流密度（CHF）分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进，建立综合的CHF预测模......
[期刊论文] 作者：蒋孝蔚, 余红星, 孙玉发, 黄代顺,,
来源：核动力工程 年份：2013
安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型（SFM）对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值.因此,根据扩散层模型（DLM）与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用......
[期刊论文] 作者：党高健,黄代顺,高颖贤,何晓强,,
来源：核动力工程 年份：2015
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4...
[期刊论文] 作者：黄代顺,付冉,申亚欧,吴丹,余红星,,
来源：核动力工程 年份：2014
稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密...
[期刊论文] 作者：党高健, 黄代顺, 鲁剑超, 高颖贤, 单建强,,
来源：核动力工程 年份：2013
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯...
[期刊论文] 作者：崔怀明,王明利,王亚曦,周金满,黄代顺,杨敏,
来源：中国核电 年份：2021
本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:...
[期刊论文] 作者：喻娜,黄代顺,张丹,张明,陈宏霞,吴鹏,尹祈伟,付文峻,
来源：核标准计量与质量 年份：2021
文章针对国内外压水堆核电厂安全分析领域相关标准规范进行了全面调研和分析.分析的标准体系相对完善,但仍需对事故分析和安全判据的能标进行适应性修改,需要建立用于设计扩展工况分析的标准规范.在需求分析的基础上,开展了相应标准的制修订工作,并对制修订的技......
[期刊论文] 作者：秋穗正,张维忠,黄代顺,贾斗南,曾科,邱立清,彭风,林正兴,
来源：核科学与工程 年份：2000
从基本的质量、动量、能量守恒方程出发 ,建立了合理的高通量工程试验堆多层套管元件的热工水力特性分析计算模型 ,并运用在此模型基础上开发的计算程序对高通量工程试验堆燃...
相关搜索：
