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罗峰

作品数:12 被引量:11H指数:2
供职机构:华北电力大学核热工安全与标准化研究所更多>>
发文基金:国家重点基础研究发展计划国家重点实验室开放基金国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术电气工程自动化与计算机技术经济管理更多>>

文献类型

  • 7篇期刊文章
  • 4篇专利
  • 1篇学位论文

领域

  • 4篇核科学技术
  • 3篇电气工程
  • 1篇经济管理
  • 1篇自动化与计算...

主题

  • 4篇水堆
  • 4篇水冷堆
  • 4篇瞬态
  • 4篇超临界水堆
  • 4篇超临界水冷堆
  • 3篇换热
  • 3篇核电
  • 2篇电站
  • 2篇折流板
  • 2篇停堆
  • 2篇热工
  • 2篇热流体
  • 2篇温度
  • 2篇污染
  • 2篇流体
  • 2篇纳米
  • 2篇纳米材料
  • 2篇控制棒
  • 2篇换热器
  • 2篇管壳式

机构

  • 12篇华北电力大学

作者

  • 12篇罗峰
  • 11篇周涛
  • 6篇程万旭
  • 6篇陈娟
  • 4篇王晗丁
  • 3篇侯周森
  • 2篇陈娟
  • 1篇贾瑞宣
  • 1篇李臻洋
  • 1篇苏子威

传媒

  • 2篇华电技术
  • 1篇核技术
  • 1篇华东电力
  • 1篇核动力工程
  • 1篇原子能科学技...
  • 1篇华北电力技术

年份

  • 3篇2013
  • 9篇2012
12 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析
2013年
以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。
罗峰周涛程万旭苏子威陈娟
关键词:超临界水冷堆敏感性瞬态
基于Matlab遗传算法工具箱的核电风险指引评价被引量:2
2012年
管理措施的风险评价是提高核电的安全、经济性能的重要环节。介绍了Matlab遗传算法的基本原理、工具箱及其基本流程。通过将核电的各种运行风险与相应的管理措施相联系,利用现有的概率风险分析(PSA)技术获得各种概率评价,进而运用遗传算法进行优化评价,最终得到针对风险的总收益的最大值以及相应的优化的管理方案。
周涛罗峰李臻洋王晗丁陈娟
关键词:PSA遗传算法
Flowmaster软件在AP 1000启动给水系统瞬态运行中的应用被引量:2
2012年
针对AP 1000启动给水系统的配置情况,利用一维流体仿真软件Flowmaster建立了供水系统模型。通过开展瞬态分析,在AP 1000在丧失正常电源的瞬态下,1台启动给水泵由备用柴油发电机组供电而正常运行时,突然停转后的仿真结果。对比不同的配置结果,提出在控制阀下游设置进气阀能减小流量的波动。在安装蓄压箱的情况下,能减小流量的波动,同时不会出现压力骤升的情况,能有效防止气穴的产生。依据计算结果,确立瞬态分析特性的控制方法,减小流量的波动并可控制空穴,AP 1000启动给水系统就能更加安全、稳定地运行。
罗峰周涛贾瑞宣
关键词:AP瞬态分析空穴
钍铀自持循环物理热工特性研究被引量:2
2012年
采用CANFLEX43型燃料棒为驱动燃料棒,基于燃料棒的富集度不同,设计了三种驱动方案。通过Dragon程序及建立的热工模型,对三种方案的燃料棒束栅元物理热工特性及冷却剂平均温度进行敏感性分析研究。结果表明:233U富集度为1.4%的驱动方案下换料燃耗为16 MWd/kg,233U增量为5.9872 g,燃料包壳表面最高温度371oC,燃料芯块中心温度1830oC;单个通道冷却剂最大流量为25.4 kg/s,均能很好满足钍铀自持循环物理热工特性的要求。
侯周森周涛陈娟罗峰程万旭
关键词:富集度燃耗
超临界水冷堆跨临界瞬态特性研究
超临界水冷堆是第四代先进核能系统中唯一以轻水作为冷却剂的反应堆。跟目前的轻水堆相比,超临界水冷堆具有独特的特色,如高效率、低堆芯流量、系统简化等。为了进行超临界水堆核能系统的性能评估与可行性分析,国际上已经开发了一些适用...
罗峰
关键词:超临界水冷堆瞬态特性
文献传递
一种ADS堆折流板管壳式换热器
本实用新型公开了属于核能安全与机械设备技术领域的一种ADS堆折流板管壳式换热器。该ADS堆换热器具有一壳体;壳体内设置有传热管和折流板,壳体上设置有热流体进口、热流体出口、冷流体进口和冷流体出口;壳体两端设有固定端管板,...
周涛罗峰陈娟程万旭
文献传递
物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析被引量:3
2013年
物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明:在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。
陈娟周涛罗峰王晗丁程万旭
关键词:超临界水堆瞬态
一种用于超临界水堆的纳米材料控制棒
本发明公开了属于核电站安全与机械设备技术领域的一种用于超临界水堆的纳米材料控制棒。该纳米材料控制棒由纳米碳化硼和控制棒包层组成,控制棒包层内填充纳米碳化硼。在超临界水堆内采用纳米材料控制棒技术,具有较高中子吸收能力,中子...
周涛王晗丁罗峰
文献传递
超临界水冷堆与WWER1000型压水堆的安全特性比较分析被引量:1
2012年
超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为主要的控制方式。通过对比分析超临界水冷堆与田湾核电站WWER1000型压水堆主泵卡轴事故下的安全特性,得出超临界水堆给水流量的丧失会造成反应堆冷却剂流量的丧失,而WWER1000型压水堆给水流量的丧失并不会造成反应堆冷却剂流量的丧失;WW-ER1000型压水堆的安全系统有控制棒、蒸汽发生器的主蒸汽旁排阀、应急给水泵,这些安全配置与超临界水冷堆相似;相比WWER1000型压水堆,超临界水冷堆在压力较快达到稳定状态前提下,其最高包壳温度有个剧烈变化过程,但超临界水冷堆和WWER1000型压水堆在卡轴事故发生后,都能建立稳定的自然循环。
罗峰周涛侯周森程万旭陈娟
关键词:超临界水堆安全特性
超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析
2012年
以日本热谱超临界水冷堆SCLWR-H为研究对象,建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下,分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、寿期中和寿期末3种情况下内部燃料组件最高包层温度的对比情况。得出的结论为:寿期初反应堆功率、堆芯压力呈下降趋势,内部燃料组件最高包层温度先快速升高后快速降低,最大升高值为132℃,但仍满足事故下安全设计准则;寿期中相对寿期末、寿期初相对寿期中及寿期末发生卡轴事故危害性更大。计算分析可为超临界水堆的安全特性定性分析提供基础性的参考。
罗峰周涛侯周森陈娟
关键词:超临界水冷堆瞬态
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