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韩旭

作品数:6 被引量:68H指数:3
供职机构:上海交通大学核科学与工程学院更多>>
发文基金:国家科技重大专项国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术经济管理更多>>

文献类型

  • 6篇中文期刊文章

领域

  • 5篇核科学技术
  • 1篇经济管理

主题

  • 4篇核电
  • 3篇非能动
  • 2篇电厂
  • 2篇核电厂
  • 2篇非能动安全
  • 2篇非能动安全壳...
  • 2篇安全壳
  • 1篇等效
  • 1篇电站
  • 1篇多孔介质
  • 1篇多孔介质模型
  • 1篇新能源
  • 1篇行波
  • 1篇能源
  • 1篇喷淋
  • 1篇喷淋系统
  • 1篇燃料组件
  • 1篇自能
  • 1篇量调节
  • 1篇流量调节

机构

  • 6篇上海交通大学
  • 4篇上海核工程研...
  • 1篇中国核动力研...
  • 1篇中国原子能科...

作者

  • 6篇韩旭
  • 4篇郑明光
  • 3篇叶成
  • 2篇熊进标
  • 2篇程旭
  • 1篇陈松
  • 1篇于意奇
  • 1篇胡文军
  • 1篇杨燕华
  • 1篇王宁

传媒

  • 3篇原子能科学技...
  • 2篇核动力工程
  • 1篇核技术

年份

  • 1篇2018
  • 1篇2017
  • 1篇2012
  • 1篇2011
  • 1篇2010
  • 1篇2009
6 条 记 录,以下是 1-6
排序方式:
广义非能动流体控制单元的设计及试验研究
2011年
针对广义非能动流体控制单元(GPFC)在核电厂大容量非能动安全壳冷却系统的设计和试验进行研究,结果表明,GPFC运行可靠,可实现冷却水喷淋流量的精确非能动控制。
韩旭郑明光于意奇叶成
关键词:核电厂非能动安全壳冷却系统流体控制流量调节
高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析被引量:3
2017年
压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷管段和下降段环腔中流体混合的主导因素分别为强迫流动混合和浮升力驱动混合。在仅有1条冷管段注入的情况下,进入下腔室的流体会再次回流至环腔,从而对冷却剂的混合特性产生影响。
韩旭熊进标程旭王宁
关键词:承压热冲击
新能源中的核电发展被引量:45
2010年
对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。
郑明光叶成韩旭
关键词:新能源核电
基于多孔介质和等效热导率模型的快堆乏燃料组件传热特性数值分析被引量:2
2018年
乏燃料组件在运输或转运过程中,组件会裸露在传热较差的气体介质内,需关注其散热性能。为模拟乏燃料组件的传热特性,采用多孔介质模型模拟组件的流动阻力,并利用等效热导率模型模拟组件内部的传热。由于自然对流条件下乏燃料组件内部流动符合层流假设,在多孔介质阻力模型中忽略了惯性力项的作用。将等效热导率模型的模拟结果与SNL-LMFBR实验结果进行对比,证明了该模拟方法的有效性。计算结果表明,在水平放置工况下乏燃料组件温度轴向呈对称分布,在竖直放置工况下轴向呈非对称分布,乏燃料组件的高温区域向组件上方偏移。
韩旭熊进标王学浩胡文军程旭
关键词:快堆乏燃料组件多孔介质模型
广义非能动系统概念研究被引量:6
2009年
总结了目前应用于核电领域的非能动技术,通过对其进行分类和分析,阐明了非能动系统的功能特征,提出了非能动系统的本质定义。通过对传统非能动概念的补充和延伸,提出了广义非能动概念;讨论了非能动概念的时空相对性,陈述了广义非能动系统设想及相关研究内容。理想化的广义非能动系统在功能上与传统非能动系统具有等价性;在系统设计上,通过引入子系统分划设计模式,可获得更大的灵活性。
韩旭郑明光杨燕华
关键词:核电厂非能动系统
AP1000核电站非能动安全系统的比较优势被引量:13
2012年
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。
叶成郑明光韩旭陈松
关键词:AP1000非能动非能动安全壳冷却系统喷淋系统
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