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彭欢欢

作品数:40 被引量:10H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术电气工程机械工程文化科学更多>>

文献类型

  • 29篇专利
  • 11篇期刊文章

领域

  • 11篇核科学技术
  • 3篇机械工程
  • 3篇电气工程
  • 2篇文化科学
  • 1篇化学工程
  • 1篇自动化与计算...

主题

  • 15篇严重事故
  • 14篇反应堆
  • 9篇安全壳
  • 8篇非能动
  • 7篇堆芯
  • 6篇核反应
  • 6篇核反应堆
  • 5篇电厂
  • 5篇压力容器
  • 5篇卸压
  • 5篇核电
  • 5篇核电厂
  • 5篇反应堆压力容...
  • 4篇压水堆
  • 4篇熔融
  • 4篇水堆
  • 4篇氢气
  • 4篇自然循环
  • 4篇卸压阀
  • 4篇标高

机构

  • 40篇中国核动力研...
  • 1篇哈尔滨工程大...
  • 1篇上海交通大学
  • 1篇南华大学
  • 1篇生态环境部核...

作者

  • 40篇彭欢欢
  • 29篇邹志强
  • 25篇张明
  • 25篇武铃珺
  • 24篇邓坚
  • 22篇张航
  • 18篇武小莉
  • 17篇刘丽莉
  • 10篇吴清
  • 9篇黄代顺
  • 8篇刘余
  • 8篇冷贵君
  • 8篇陈亮
  • 7篇陈宝文
  • 7篇余红星
  • 7篇吴丹
  • 7篇丁书华
  • 7篇卢毅力
  • 6篇张渝
  • 6篇曹锐

传媒

  • 8篇核动力工程
  • 3篇科技视界

年份

  • 1篇2025
  • 5篇2024
  • 4篇2023
  • 10篇2022
  • 7篇2021
  • 4篇2020
  • 1篇2019
  • 2篇2018
  • 2篇2017
  • 3篇2015
  • 1篇2014
40 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证被引量:1
2024年
传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。
陈曦吴清邓坚刘余任春明王啸宇彭欢欢
关键词:在线监测
核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置
本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置,该方法包括:根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点;基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图,判断熔融物是否分层;若熔融物...
刘丽莉张明邓坚余红星刘余邓纯锐陈亮何晓强丁书华张吉斌邹志强张航武铃珺彭欢欢王小吉卢川杨洪润向清安武小莉许幼幼杜政瑀
基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究
2024年
作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提出了表征冷热通道温度交换效果的热扩散特性因子,基于计算流体动力学(CFD)技术形成了一整套热扩散特性评价方法,并和试验结果进行了对比验证。对比分析结果表明,数值方法的结果与试验结果相对偏差不超过10%,符合效果良好,在考虑一定保守惩罚的情况下基本上可替代相关试验,极大地提高了设计研发效率。此外,对热工水力参数、定位格架结构、轴向格架数量、格架跨距等因素对燃料组件热扩散特性的影响进行了深入分析,结果表明组件的热扩散特性与格架等结构密切相关,受热工参数的影响不大。
陈曦王啸宇崔聪邓坚刘余刘卢果梁禹彭欢欢
关键词:热扩散系数子通道定位格架
一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统,包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统;反应堆压力容器系统设置有保护循环流道;保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层,压力容器保温层...
邓坚丁书华黄涛吴丹刘余向清安朱大欢张明张航武小莉邹志强王小吉彭欢欢
核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质
本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质,该方法包括:获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号;根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号,判断是否发生安全壳外失水事故;当所述一回路压力信号为...
邹志强张明刘丽莉吴丹丁书华冉旭吴清武铃珺冷贵君刘昌文高颖贤陈伟钱立波党高健王小吉张航彭欢欢向清安武小莉
核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置
本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置,该方法包括:根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点;基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图,判断熔融物是否分层;若熔融物...
刘丽莉张明邓坚余红星刘余邓纯锐陈亮何晓强丁书华张吉斌邹志强张航武铃珺彭欢欢王小吉卢川杨洪润向清安武小莉许幼幼杜政瑀
一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法
本发明公开了一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法,该系统包括筒状试验本体和数据测量子系统,试验本体包括若干个模块式承压筒体,各个模块式承压筒体依次串联并相通;每个模块式承压筒体内设置有若干测量点,各个测量点...
杨帆李松蔚邓坚曾未刘松涛宋丹戎余红星冉旭李峰鲜麟张丹周科刘余邹志强彭欢欢杨韵佳何晓强陆雅哲习蒙蒙
一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统,包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统;反应堆压力容器系统设置有保护循环流道;保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层,压力容器保温层...
邓坚丁书华黄涛吴丹刘余向清安朱大欢张明张航武小莉邹志强王小吉彭欢欢
核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质
本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质,该方法包括:获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号;根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号,判断是否发生安全壳外失水事故;当所述一回路压力信号为...
邹志强张明刘丽莉吴丹丁书华冉旭吴清武铃珺冷贵君刘昌文高颖贤陈伟钱立波党高健王小吉张航彭欢欢向清安武小莉
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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