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曹学武

作品数:222 被引量:257H指数:8
供职机构:上海交通大学更多>>
发文基金:国家自然科学基金国家重点基础研究发展计划国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术电气工程理学环境科学与工程更多>>

文献类型

  • 130篇期刊文章
  • 47篇会议论文
  • 45篇专利

领域

  • 163篇核科学技术
  • 11篇电气工程
  • 7篇理学
  • 6篇自动化与计算...
  • 6篇环境科学与工...
  • 3篇金属学及工艺
  • 2篇化学工程
  • 2篇动力工程及工...
  • 2篇文化科学
  • 1篇经济管理

主题

  • 59篇严重事故
  • 33篇核电厂
  • 31篇核电
  • 30篇水堆
  • 25篇压水堆
  • 23篇电厂
  • 22篇气溶胶
  • 22篇安全壳
  • 19篇数值模拟
  • 19篇值模拟
  • 16篇氢气
  • 16篇冷却剂
  • 16篇反应堆
  • 13篇始发
  • 12篇压水堆核电厂
  • 12篇蒸汽
  • 12篇聚变
  • 12篇快堆
  • 11篇非能动
  • 10篇失水事故

机构

  • 222篇上海交通大学
  • 14篇中国核动力研...
  • 2篇中国科学院合...
  • 2篇上海核工程研...
  • 1篇中国科学技术...
  • 1篇秦山第三核电...
  • 1篇江苏新海发电...
  • 1篇上海核工程研...

作者

  • 222篇曹学武
  • 128篇佟立丽
  • 13篇邓坚
  • 12篇黄高峰
  • 10篇苑景田
  • 9篇彭程
  • 9篇郭丁情
  • 9篇陈金波
  • 8篇林千
  • 8篇李京喜
  • 8篇许以全
  • 7篇邵舸
  • 6篇王喆
  • 6篇苏云
  • 6篇车济尧
  • 6篇戚展飞
  • 6篇游曦鸣
  • 6篇袁凯
  • 5篇邹杰
  • 5篇张琨

传媒

  • 44篇原子能科学技...
  • 35篇核动力工程
  • 25篇核科学与工程
  • 7篇核聚变与等离...
  • 5篇核技术
  • 5篇第九届全国反...
  • 5篇第六届全国新...
  • 4篇科技导报
  • 3篇强激光与粒子...
  • 3篇2007多相...
  • 3篇第十届全国反...
  • 3篇中国核学会第...
  • 2篇核安全
  • 2篇中国工程热物...
  • 2篇北京核学会第...
  • 1篇工程热物理学...
  • 1篇计算机仿真
  • 1篇电力建设
  • 1篇原子核物理评...
  • 1篇企业技术开发...

年份

  • 1篇2024
  • 11篇2023
  • 17篇2022
  • 12篇2021
  • 7篇2020
  • 8篇2019
  • 2篇2018
  • 8篇2017
  • 16篇2016
  • 19篇2015
  • 12篇2014
  • 8篇2013
  • 10篇2012
  • 5篇2011
  • 11篇2010
  • 13篇2009
  • 11篇2008
  • 11篇2007
  • 9篇2006
  • 11篇2005
222 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
先进高温堆的设计特征及研究现状
先进高温堆(AHTR)是一种新型高温堆,它是由美国橡树岭国家实验室(ORNL)、美国桑地亚实验室及加利福尼亚大学联合研制开发的第四代反应堆.它的燃料采用石墨包覆颗粒形式,主回路冷却剂采用混合的熔融氟化物.先进高温堆的设计...
程章华曹学武
关键词:高温堆设计模式气冷堆
文献传递
一种钢制安全壳微小通道气溶胶沉积效率计算方法
本发明公开了一种钢制安全壳微小通道气溶胶沉积效率计算方法,包括步骤1:判断能否获取钢制安全壳微小通道的几何参量,即获取微小通道的截面面积,几何形状,通道几何尺寸等相关参量;步骤2:如果能够获取,则通过控制方程及流动方程计...
佟立丽吕强曹学武
文献传递
核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析
2021年
基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明:压力容器内的氢气产量在239~424 kg范围内,相当于34.5%~61.2%锆-水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。
袁璐曹学武
关键词:严重事故
压水堆安全壳局部隔间氢气流动分布特性实验装置
一种压水堆安全壳局部隔间氢气流动分布特性实验装置,包括:由多个级联的承压容器组成的容器阵列和检测系统,其中:检测系统通过管线与容器阵列相连以接收各个承压容器内的温度、压力和气体溶度数据,容器阵列上设有排水管线、排气管线和...
佟立丽刘汉臣曹学武
文献传递
熔融燃料与冷却剂相互作用的细粒化模型
在核反应堆严重事故机理研究中,对熔融燃料与冷却剂相互作用的过程进行了大量的研究,包括实验与数值研究.在目前的数值模拟研究中,高温熔融燃料液滴的细粒化模型是决定能量转换比的关键.本文提出了一个蒸汽膜破裂触发而导致高温熔融燃...
曹学武飞田吉春近藤悟
关键词:数值模拟冷却剂
文献传递
用于检测核反应堆中间隙流动不稳定现象的装置
一种核工业领域的用于检测核反应堆中间隙流动不稳定现象的装置,包括:提供能量输入的位于下方的热源、位于上方的冷却源、连接于冷却源和热源之间用于模拟间隙流动不稳定现象的上升段、与热源的另一端相连的流量源以及数据采集装置,其中...
曹学武佟立丽邹杰陈金波宫海光
文献传递
空间中氦气与氢气分布相似性分析
2021年
安全壳内氢气积聚和不凝性气体存在时的蒸汽冷凝是核电厂严重事故时所重点关注的现象,通常采用氦气替代氢气开展相关实验研究。针对使用氦气替代氢气开展实验研究的相似性问题,基于氢气与氦气等体积流量、等浮力以及等浓度分布相似三种方法使用GASFLOW模拟分析了含圆盘障碍物的封闭空间内氦气与氢气的分布特征。采用三种相似方法能够使得空间中氢气与氦气浓度分布相似,基于等体积流量相似方法氦气与氢气浓度随时间的变化同步。
王田林曹学武
关键词:氦气
秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究被引量:8
2004年
采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。
许以全车济尧苏云曹学武
SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述
SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估.本文介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP...
苏云许以全曹学武徐济鋆
关键词:RELAP5程序结构严重事故
文献传递
熔融物中频感应高温加热装置
一种核工业领域的熔融物中频感应高温加热装置,包括:带有加热系统和水冷系统的真空室,该真空室设有测温装置、充、放气装置、以及真空发生装置,其中:真空发生装置、水冷系统、测温装置和加热系统分别与控制台相连,输出温度反馈信号、...
曹学武彭程佟立丽
文献传递
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