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张卓华

作品数:76 被引量:66H指数:3
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术动力工程及工程热物理金属学及工艺自动化与计算机技术更多>>

文献类型

  • 53篇专利
  • 23篇期刊文章

领域

  • 24篇核科学技术
  • 8篇动力工程及工...
  • 3篇金属学及工艺
  • 2篇自动化与计算...
  • 1篇机械工程
  • 1篇电气工程
  • 1篇环境科学与工...

主题

  • 36篇反应堆
  • 32篇热管
  • 15篇余热排出
  • 14篇余热排出系统
  • 11篇非能动
  • 10篇堆芯
  • 9篇反应堆系统
  • 8篇非能动余热排...
  • 8篇非能动余热排...
  • 7篇燃料元件
  • 7篇金属
  • 7篇核反应
  • 7篇核反应堆
  • 6篇堆芯结构
  • 6篇吸液芯
  • 5篇燃料
  • 5篇换热
  • 5篇碱金属
  • 5篇传热
  • 4篇电磁泵

机构

  • 76篇中国核动力研...
  • 5篇清华大学
  • 2篇成都航空职业...
  • 2篇西安交通大学
  • 1篇哈尔滨工程大...
  • 1篇北京化工大学
  • 1篇上海交通大学
  • 1篇四川大学
  • 1篇中国科学院
  • 1篇重庆大学
  • 1篇中国科学院上...
  • 1篇中国石油新疆...
  • 1篇中国科学院大...
  • 1篇四川省公路规...
  • 1篇生态环境部核...

作者

  • 76篇张卓华
  • 38篇柴晓明
  • 34篇余红星
  • 31篇王金雨
  • 29篇苏东川
  • 29篇何晓强
  • 27篇曾畅
  • 25篇张宏亮
  • 24篇冉旭
  • 23篇邓坚
  • 22篇李峰
  • 19篇张丹
  • 18篇杨帆
  • 17篇周科
  • 16篇李文杰
  • 15篇杨洪润
  • 13篇邱志方
  • 12篇彭诗念
  • 11篇李垣明
  • 11篇丁书华

传媒

  • 14篇核动力工程
  • 2篇科技视界
  • 1篇工程热物理学...
  • 1篇化工学报
  • 1篇原子能科学技...
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇火箭推进
  • 1篇动力工程学报
  • 1篇中国科技期刊...

年份

  • 6篇2024
  • 2篇2023
  • 23篇2022
  • 7篇2021
  • 17篇2020
  • 13篇2019
  • 2篇2018
  • 1篇2016
  • 3篇2015
  • 1篇2014
  • 1篇2013
76 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
热管冷却反应堆的兴起和发展被引量:51
2019年
热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。
余红星马誉高张卓华柴晓明
关键词:热管冷却模块化设计非能动安全
一种热管堆堆芯结构及其组装方法
本发明公开了一种热管堆堆芯结构及其组装方法,包括压力容器,还包括若干热管、若干燃料棒和若干BeO棒;所述热管、燃料棒和BeO棒的横截面均为尺寸相同的圆形结构;若干所述热管、燃料棒和BeO棒均依次相切紧密排列于压力容器堆芯...
邓坚丁书华柴晓明张卓华余红星向清安李仲春武小莉
一种热管反应堆核功率的控制方法及系统
本发明公开了一种热管反应堆核功率的控制方法及系统,该方法包括:获取热管反应堆热端温度偏差;将热管反应堆热端温度偏差送入比例积分控制器,得到热管反应堆热端温度控制量;获取热管反应堆热端温度控制量和需求负荷之和,得到需求功率...
廖龙涛肖凯柴晓明余红星陈智王金雨曾畅张宏亮何晓强张卓华苏东川全标
核反应堆余热排出过程凝结水击现象实验研究被引量:2
2018年
核反应堆余热排出过程中蒸汽与过冷水在管内发生直接接触凝结,有时会产生严重的凝结水击(CIWH)现象。对水平管内CIWH现象进行了实验研究,研究发现CIWH会引起巨大的压力波动,而且CIWH发生后会周期性出现逐渐衰减的压力峰值信号。分析CIWH发生过程中管路轴向不同位置处压力变化,发现压差的存在诱导了CIWH的产生。120 s内有多个CIWH事件产生,其强度具有高度随机性,最后发现CIWH强度最大值随进汽量的增加而增加,最高可达10 MPa。
王禄涛李健种道彤冉旭张卓华严俊杰
关键词:余热压差
概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法
本发明公开了概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法,通过概率论识别系统及功能的重要度,确定多样性保护系统必须考虑的安全功能及系统;通过确定论确定安全系统功能的最小割集,确定多样性保护系统的功能需求。综合概率论...
邱志方邓坚方红宇张丹吴清江光明李喆冉旭李峰喻娜陈宏霞初晓张舒陈宝文吴鹏鲜麟周科杨帆张卓华陆雅哲吴广皓蔡容张晓华
文献传递
大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究
2020年
为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。
曾未焦守华朱力张卓华何晓强柴翔曾畅宋丹戎
关键词:自然对流
一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法,包括以下步骤:第一步:主蒸汽管道破裂事故发生后,“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发,关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀;第二步:“...
张舒邱志方黄代顺陈宏霞喻娜方红宇吴鹏蔡容郑强冉旭李峰杨帆张丹张卓华张渝邓坚吴清
文献传递
一种基于热声电的热管反应堆系统
本发明属于一种核反应堆领域技术领域,具体涉及一种基于热声电的热管反应堆系统,该热管反应堆系统包括形成一体化模块化装置的热管反应堆电源主系统、热声发电机冷却系统、通风空调系统、密封仓底部疏水收集系统、氦气维持系统、应急安全...
刘承敏杨洪润柴晓明余红星张宏亮姚维华闫新龙张卓华王金雨曾畅何晓强
文献传递
超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统
本发明属于核反应堆领域技术领域,具体公开一种超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统,热管反应堆位于一体化安全壳中心,超临界二氧化碳热电转换系统对称布置在热管反应堆两侧、并与回路压力维持系统连接;启动控制系统、停堆控...
柴晓明张宏亮曾畅余红星杨洪润张卓华何晓强王金雨苏东川廖龙涛全标
文献传递
低流量下等高差自然循环系统倒流现象实验研究被引量:2
2019年
自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并不常见。对等高度差自然循环系统的上水平段倒流特性进行了可视化实验研究。实验结果表明,上水平段倒流长度随流量的增加而减小,随着加热段出口流体与倒流流体温差的增大而增加。研究发现,上水平段倒流现象主要受加热段出口流体惯性力和与倒流流体形成的浮升力共同影响,并且倒流现象的发生可以通过Richardson数来判定。
孙建闯曹夏昕冉旭张卓华米争鹏丁铭
关键词:热传导流体动力学可视化
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