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陈宝文

作品数:37 被引量:24H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:湖南省教育厅优秀青年基金湖南省自然科学基金国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术机械工程电气工程化学工程更多>>

文献类型

  • 28篇专利
  • 9篇期刊文章

领域

  • 12篇核科学技术
  • 4篇机械工程
  • 2篇电气工程
  • 1篇化学工程

主题

  • 12篇严重事故
  • 12篇反应堆
  • 12篇非能动
  • 10篇堆芯
  • 9篇核电
  • 7篇电厂
  • 7篇自然循环
  • 6篇核电厂
  • 5篇重要度
  • 5篇注水
  • 5篇核反应
  • 5篇核反应堆
  • 4篇余热排出
  • 4篇余热排出系统
  • 4篇蒸汽发生器
  • 4篇熔融
  • 4篇室壁
  • 4篇燃料包壳
  • 4篇临界热流
  • 4篇接口

机构

  • 37篇中国核动力研...
  • 3篇南华大学
  • 2篇中华人民共和...
  • 1篇中国科学技术...
  • 1篇中广核核电运...

作者

  • 37篇陈宝文
  • 26篇邓坚
  • 13篇邱志方
  • 9篇张明
  • 9篇张航
  • 9篇武小莉
  • 8篇邹志强
  • 8篇朱大欢
  • 7篇彭欢欢
  • 7篇刘余
  • 7篇刘兆东
  • 7篇高颖贤
  • 7篇卢庆
  • 6篇党高健
  • 6篇江光明
  • 6篇武铃珺
  • 5篇陈宏霞
  • 5篇黄代顺
  • 5篇张舒
  • 5篇喻娜

传媒

  • 6篇核动力工程
  • 2篇原子能科学技...
  • 1篇核安全

年份

  • 1篇2023
  • 5篇2022
  • 6篇2021
  • 6篇2020
  • 4篇2019
  • 3篇2018
  • 5篇2017
  • 4篇2015
  • 2篇2014
  • 1篇2013
37 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
一种基于水冷器的非能动余热排出系统
本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统,通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器,带出堆芯余热,并将循环排热水箱分割为热区和冷区,热区和冷区的顶部双向连通,底部设置单向流向装置,以限制冷流体只能从热区流向冷...
向清安邓坚卢庆江光明刘兆东高颖贤邱志方邓纯锐刘余张明武小莉陈宝文党高健
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一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统
本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统,包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱,其中,每个余热排出子系统包括:由换热水箱和热交换器组成的换热装置,由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形...
向清安邓坚卢庆江光明高颖贤刘兆东邓纯锐邱志方刘余张明武小莉陈宝文党高健
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下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法
本发明公开了下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法,包括:确定熔融池初始状态的关键参数的概率密度分布并进行抽样得到参数值组合;基于置换分层法,进行熔融池结构分层判断;基于U‑Zr‑O‑Fe相图混溶隙范围分层法...
向清安邓坚邓纯锐陈宝文张明朱大欢侯丽强彭欢欢武铃珺
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一种下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法
本发明公开了一种下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法:确定熔融池初始状态参数及关键参数的概率密度分布;选择下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法;选择下封头熔融池分层结构和下封头几何结构;选择下封头熔融池水层气隙传热模型;...
向清安邓坚邓纯锐刘丽莉武小莉张航邹志强王小吉陈宝文
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用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法
本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法,系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统;压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内,应急冷却器系统设置于堆舱壁和船...
向清安邓坚刘兆东高颖贤卢庆邓纯锐邱志方刘余武小莉张鹤王玮蔡容陈宝文
自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究被引量:1
2021年
以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。
赵鹏程赵鹏程余红星余红星王天石夏榜样夏榜样
关键词:蒸汽发生器自然循环
一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统
本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统,本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式;通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射...
邱志方邓坚张航党高健曾未李喆丁书华邓纯锐陈伟蒋孝蔚张丹陈宏霞喻娜陈宝文张舒
基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析被引量:2
2021年
铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。
陈宝文邓坚凌煜凡胡宝珑王天石朱恩平王婷
核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统
本发明公开了核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统,在核反应堆严重事故状态下,通过低压安注水箱注水系统和非能动注水冷却系统,带出堆芯衰变热,实现全部或大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板保持较低温度,能够支撑燃料...
向清安关仲华邓坚陈宝文邹志强刘丽莉张航侯丽强
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反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统
本发明提供了一种反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统,包括压力容器壁面与环腔壁面之间的压力容器环腔,该环腔顶部有排汽孔、底部有进水孔,围绕环腔壁面设置环腔水池,水池环腔壁面未被环腔水池包围的部分设置坩埚将其包围,...
向清安邓坚孔翔程邹志强陈宝文朱大欢武铃珺
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共4页<1234>
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