您的位置: 专家智库 > >

余小权

作品数:33 被引量:21H指数:3
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
相关领域:电气工程核科学技术动力工程及工程热物理文化科学更多>>

文献类型

  • 17篇期刊文章
  • 16篇专利

领域

  • 9篇电气工程
  • 9篇核科学技术
  • 1篇动力工程及工...
  • 1篇文化科学

主题

  • 13篇反应堆
  • 11篇核电厂
  • 10篇核电
  • 8篇电厂
  • 6篇冷却剂
  • 6篇非能动
  • 5篇压水堆
  • 5篇水堆
  • 5篇停堆
  • 5篇反应堆冷却剂
  • 5篇反应堆压力容...
  • 4篇堆芯
  • 4篇停堆系统
  • 4篇冷却剂系统
  • 4篇管线
  • 4篇反应堆堆芯
  • 4篇反应堆冷却剂...
  • 4篇出口管线
  • 4篇次临界
  • 3篇压水堆核电厂

机构

  • 33篇中国核动力研...
  • 1篇北京交通大学
  • 1篇慕尼黑工业大...
  • 1篇重庆大学

作者

  • 33篇余小权
  • 17篇曾畅
  • 16篇赵禹
  • 16篇任云
  • 13篇赖建永
  • 10篇王保平
  • 10篇于德勇
  • 8篇隋海明
  • 7篇张玉龙
  • 7篇沈云海
  • 7篇张晓玉
  • 6篇黄学孔
  • 6篇蔡志云
  • 4篇段永强
  • 2篇崔怀明
  • 2篇苏荣福
  • 1篇何劲松
  • 1篇李磊
  • 1篇朱力
  • 1篇汪宇

传媒

  • 8篇核动力工程
  • 7篇科技视界
  • 1篇清洗世界
  • 1篇中国核电

年份

  • 1篇2024
  • 1篇2022
  • 4篇2021
  • 4篇2020
  • 3篇2019
  • 1篇2018
  • 3篇2017
  • 11篇2016
  • 5篇2015
33 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
弹簧式安全阀和先导式安全阀在核电厂中的飞射物源对比分析被引量:2
2021年
高能流体系统中的阀门应作为潜在的飞射物加以评价。在核电厂中,稳压器安全阀位于稳压器伸出平台区域,假定当稳压器安全阀连接阀盖与阀体的螺栓损坏时,阀盖部分会作为飞射物弹出,影响安全壳内衬的完整性,因此,稳压器安全阀应作为潜在的飞射物源,考虑防护设计。目前,广泛应用的稳压器安全阀主要有弹簧式安全阀和先导式安全阀,由于其结构特性不同,阀门飞射物参数也不同。通过对比分析可知,相较于先导式安全阀,弹簧式安全阀飞射物的质量更大,当二者飞射物撞击速度相近时,弹簧式安全阀飞射物的撞击冲量更大,其作为潜在的飞射物源考虑时,应特别考虑防护设计。
韩冰王保平严思伟余小权廖先伟
关键词:核电厂安全阀
研究堆稳压器隔离及卸压方案仿真研究
2015年
建立了某气体稳压型研究堆在失水事故(LOCA)下局部破口及整体系统的数值仿真模型。针对主管道破口进行数值分析,研究系统流量、压力和破口流量的关系,获得破口的特性参数。通过在系统仿真模型中耦合破口特性参数,对隔离及卸压2种事故下防止稳压器上部气体进入反应堆的应对方案进行了研究。结果表明,破口截面的流量主要取决于系统的压力,采用卸压方案要优于隔离方案。
曾畅赖建永余小权苏荣福唐辉
关键词:研究堆失水事故
核电厂定期试验周期延长论证被引量:3
2015年
核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。
余小权张晓玉于德勇曾畅
关键词:可用度
核电厂除盐水箱氧浓度CFD数值分析
2024年
压水堆核电厂除盐水箱中的氧含量受到严格的控制,本文采用CFD方法分析核电厂运行中除盐水箱的氧浓度。通过引入并求解用户自定义标量方程,分析了充水和排水工况氧浓度分布,结果表明:充水和排水操作仅对水箱与平衡管接口附近的氧含量分布有影响,对充/排水接管及水箱大部分区域的氧含量分布影响较小。
赵禹余小权李磊王保平韩冰
关键词:CFD氧浓度
一种压水堆内置蒸汽稳压系统隔热装置
本实用新型公开了一种压水堆内置蒸汽稳压系统隔热装置,用于反应堆冷却剂主系统和稳压器之间进行隔热,所述装置包括:上隔板、下隔板,所述上隔板和所述下隔板设置在所述反应堆压力容器与所述稳压器之间,所述上隔板与所述下隔板之间设有...
隋海明赵禹蔡志云余小权黄学孔
文献传递
同步CFD技术在模块式小型堆非隔离管道 热分层分析中的应用
2020年
管道热分层现象会造成管道的热疲劳,甚至威胁到反应堆安全运行。本文采用同步CFD分析技术完成了模块式小型堆项目中与反应堆压力容器相连的非隔离管道的流场分析工作。分析了管道内热分层现象产生的主要原因是冷热流体的温度差导致的热流体浮升力的作用,并找到了管路系统中容易产生热分层现象的部位,提出了对管路布置进行改进的指导性建议。
赵禹曾畅任云赖建永何迅余小权
一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统
本实用新型公开了一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统,包括压力容器,所述压力容器通过泄漏管线连接有收集罐,所述收集罐的出口端通过管道连接至疏水排气系统,所述泄漏管线上设置有翅片管。所述压力容器和翅片管之间的泄漏管线上还设置...
赵禹曾畅任云李海颖余小权王保平赖建永于德勇
文献传递
一种抑压及安全注射系统
本发明公开了一种抑压及安全注射系统,所述系统包括:安全壳,所述安全壳内设有:抑压水池、堆芯补水箱、安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器;其中,所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量,并且所述抑...
余小权曾畅蔡志云黄学孔赵禹任云
AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究
2019年
以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示,在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为24h;在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为213h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。
段永强何迅景福庭蔡志云余小权
关键词:乏燃料水池衰变热AP1000
一种反应堆冷却剂化容控制系统及控制方法
本发明属于压水堆核电技术,具体公开了一种反应堆冷却剂化容控制系统及控制方法,包括净化泵、再生式热交换器、下泄热交换器;下泄热交换器的出口管道依次安装混床离子交换器、阳床除盐器和反应堆冷却剂过滤器;方法中首先提高反应堆冷却...
王保平曾畅张晓玉余小权沈云海于德勇赵禹赖建永张玉龙任云
文献传递
共4页<1234>
聚类工具0