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[期刊论文] 作者：左巧林,秋穗正,王明军,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
承压热冲击现象在核电厂延寿评估中应被重点关注。本文针对恰希玛核电厂1号机组的压力容器及堆内构件建立了完整的CFD模型,计算了正常工况下压力容器内冷却剂的速度场和温度...
[期刊论文] 作者：张文文,陈静,田文喜,秋穗正,苏光辉,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
针对前苏联TOPAZ-Ⅱ反应堆系统所采用回路式辐射器存在单点失效的问题,采用热管式辐射器对其进行改进以提高系统安全性。根据系统废热排出的要求及冷却剂工作温度,选取高温钾...
[期刊论文] 作者：张文文,陈荣华,田文喜,秋穗正,苏光辉,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
对前苏联热离子反应堆电源系统TOPAZ-Ⅱ进行相应的简化,分别建立了堆芯热工水力模型、中子物理学模型以及热排放系统模型。冷却剂回路采用一维热工水力模型,堆芯导热及翅片辐...
[期刊论文] 作者：黄涛,毛辉辉,张亚培,苏光辉,秋穗正,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
针对反应堆安全壳或厂房局部空间内氢气爆炸过程,利用Fortran 90语言开发了氢气爆炸数值分析程序。采用单步反应模拟氢气与空气的化学反应,采用5阶精度的WENO求解对流项,时间...
[期刊论文] 作者：李伟,苏光辉,秋穗正,田文喜,陈平,李垣明,,
来源：核技术 年份：2016
在计算稳定性的改进方面,修正RELAP5程序中的虚拟质量力（Virtual mass force）形式,同时添加了新的界面压力项（Interface pressure）;在计算精度的改进方面,采用具有总变差减小（Tota...
[期刊论文] 作者：陈静,田文喜,苏光辉,张大林,巫英伟,秋穗正,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
在超临界流体管内对流换热数据库的基础上,对近年来针对超临界流体管内换热的不同模化方法进行分析,提出了修正的Cheng等模化准则,并进行实验数据验证。结果表明：采用周强泰的...
[期刊论文] 作者：向延,孙都成,巫英伟,张鹏,秋穗正,苏光辉,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明：蒸汽流量对夹带率的影响很...
[会议论文] 作者：许荣栓;刘利民;张大林;田文喜;秋穗正;苏光辉;,
来源：2016年中国电机工程学会核能发电分会学术交流会 年份：2016
CIET是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐.通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入Dowtherm A的物性参数以及传热关系式,计算氟盐冷却...
[期刊论文] 作者：戈剑,丛腾龙,张文文,田文喜,秋穗正,苏光辉,,
来源：核动力工程 年份：2016
采用计算流体动力学(CFD)方法对AP1000非能动余热排出热交换器(PRHEHX)进行数值模拟,研究其流动与传热特性。对C型传热管束区采用多孔介质模型处理,同时考虑传热管内一次侧流...
[会议论文] 作者：张文文,田文喜,秋穗正,苏光辉,赵小林,刘汉刚,
来源：第十八届中国科协年会 年份：2016
针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析.根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻三个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓七种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行了计算分析,得出了最......
[期刊论文] 作者：王成龙,宋健,陈静,张文文,田文喜,苏光辉,张大林,秋穗正,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
针对前苏联研制的TOPAZ-Ⅱ空间热离子反应堆,结合成熟的高温热管技术,对改进型热辐射换热器传热单元进行瞬态特性研究。采用有限元方法对热管瞬态启动特性进行数值模拟。翅片...
[期刊论文] 作者：李沛颖,向延,孙都成,张大林,张鹏,秋穗正,苏光辉,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
第4级自动降压系统（ADS-4）是AP1000极为重要的非能动安全设施。ADS-4能在AP1000小破口失水事故中为反应堆系统提供可控卸压。然而,大量的冷却剂可通过卸压过程中ADS-4夹带和上...
[会议论文] 作者：蔚江涛,田文喜,石磊太,汪志伟,张大林,秋穗正,苏光辉,
来源：2016年中国电机工程学会核能发电分会学术交流会 年份：2016
AP1000小破口事故后,稳压器及波动管装置内有可能会发生CCFL现象,影响ADS4阶段一回路泄压特性及反应堆堆芯水装量.本文为研究核电厂中稳压器及波动管一体装置内CCFL特性,以AP...
[会议论文] 作者：张魁;田文喜;侯延栋;张亚培;樊玉峤;秋穗正;苏光辉;,
来源：2016年中国电机工程学会核能发电分会学术交流会 年份：2016
为了研究蒸汽发生器U形管束区域的流动阻力特性,可将U形管束分解成不同倾斜角度的直管束,研究倾斜管束外的流动阻力特性.本文设计建造了管束外流动与换热试验回路,开展了倾斜...
[期刊论文] 作者：武小莉,汪洋,张亚培,田文喜,苏光辉,秋穗正,刘彤,任啟森,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
事故容错燃料（ATF）系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为...
[期刊论文] 作者：张卢腾,张亚培,周瑜琨,田文喜,秋穗正,苏光辉,马卫民,赵博,
来源：原子能科学技术 年份：2016
基于大型熔融池换热特性试验台架COPRA,分别采用水和非共晶摩尔比例20%NaNO_3-80%KNO_3混合物作为熔融物模拟物,进行熔融池换热特性试验研究。熔融池瑞利数Ra′可达到1016量...
[期刊论文] 作者：张卢腾,马如冰,周瑜琨,张亚培,田文喜,秋穗正,苏光辉,马卫,
来源：原子能科学技术 年份：2016
基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2m,与国内某自主设计三代核电堆...
[会议论文] 作者：张文文[1]田文喜[1]秋穗正[1]苏光辉[1]赵小林[2]刘汉刚[2],
来源：第十八届中国科协年会 年份：2016
针对新型空间热管反应堆，采用商用CFD 软件FLUENT 对其堆芯进行了稳态热工安全分析.根据MCNP 物理计算的堆芯功率分布，选取功率份额最高的相邻三个燃料元件作为分析对象，对...
[期刊论文] 作者：仇子铖,兰治科,马在勇,秋穗正,昝元峰,幸奠川,李永亮,,
来源：核动力工程 年份：2016
在实验的基础上对液态金属钠沸腾两相流动传热特性进行理论研究。计算对象为环形流道。单相流动区域认为液态金属钠不可压缩;两相流动区域考虑钠蒸汽的可压缩性。两相流动区...
[期刊论文] 作者：武小莉,汪洋,张亚培,田文喜,苏光辉,秋穗正,刘彤,任啟森,黄恒,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
事故容错燃料(ATF)系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO_2-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,...
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