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刘展

作品数:38 被引量:14H指数:1
供职机构:上海核工程研究设计院更多>>
相关领域:动力工程及工程热物理核科学技术自动化与计算机技术电气工程更多>>

文献类型

  • 32篇专利
  • 4篇期刊文章
  • 2篇会议论文

领域

  • 12篇动力工程及工...
  • 10篇核科学技术
  • 6篇自动化与计算...
  • 3篇电气工程
  • 1篇化学工程
  • 1篇机械工程
  • 1篇医药卫生

主题

  • 17篇反应堆
  • 12篇热管
  • 11篇微堆
  • 10篇堆芯
  • 8篇非能动
  • 4篇介质
  • 4篇给水
  • 3篇电厂
  • 3篇余热排出
  • 3篇余热排出系统
  • 3篇水管
  • 3篇破口
  • 3篇自然循环
  • 3篇计算装置
  • 3篇核电
  • 3篇核电厂
  • 3篇核反应
  • 3篇核反应堆
  • 3篇反应堆系统
  • 3篇分析程序

机构

  • 38篇上海核工程研...

作者

  • 38篇刘展
  • 28篇杨波
  • 19篇王国栋
  • 10篇曹克美
  • 7篇张琨
  • 6篇王喆
  • 5篇樊普
  • 5篇戚展飞
  • 5篇王海涛
  • 4篇李肇华
  • 4篇洪谦
  • 4篇张迪
  • 4篇卓钰铖
  • 4篇田林
  • 4篇许志红
  • 3篇张彬彬
  • 3篇黄高峰
  • 3篇张国胜
  • 2篇鲍一晨
  • 2篇王国忠

传媒

  • 2篇核动力工程
  • 1篇原子能科学技...
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇中国电机工程...

年份

  • 20篇2025
  • 11篇2024
  • 2篇2023
  • 1篇2022
  • 2篇2020
  • 1篇2014
  • 1篇2013
38 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
一种紧凑式反应堆的非能动安全系统
本发明属于反应堆技术领域,具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱;所述安全壳顶端设置有顶盖,安全壳内部一侧设置有换料水箱,安全壳内部中部设置有压力容器;本发...
刘展王国栋戚展飞杨波曹克美张迪黄思洋
一种多功率尺度的全自然循环反应堆及其使用方法
本发明提出了一种多功率尺度的全自然循环反应堆,反应堆的主回路换热器为大盘管,设置于反应堆的堆芯上方,并围绕堆芯吊篮布置;在所述堆芯吊篮的不同高度的周向等间距安装负荷需求隔离阀;冷却剂经过所述堆芯加热后通过所述堆芯吊篮围成...
刘展杨波曹克美王海涛杨建锋
基于定量预测模型的热管微堆概率安全目标制定方法
一种基于定量预测模型的热管微堆概率安全目标制定方法,包括以下步骤:确定始发事件清单及始发事件频率,建立事件序列模型,建立事件树分支对应的事故响应措施失效的故障树并计算失效概率,对事件树进行布尔运算得到事件序列的终态频率,...
颜岩卓钰铖杨波钱雅兰李肇华孙大威陆天庭张彬彬刘展杜芸王国栋胡跃华许以全刘宽伟谭笑邱益民
热管启动计算方法、计算装置及可读介质
本发明提供了一种热管启动计算方法、仿真装置及可读介质。其中热管启动计算方法包括:建立热管热阻网络模型,所述热管热阻网络模型中的蒸气腔被划分为多个节点控制体,相邻节点控制体之间通过热阻连接;基于热阻网络法计算每个节点控制体...
陈中元冯嘉朱影子杨波洪谦刘展王国栋樊普
热管冷却反应堆概率安全评价关键问题研究概述
热管冷却反应堆是一种极具发展潜力的新型反应堆,在系统设计和运行调节等方面有着独特优势,具有良好的安全性和灵活性,可实现不同环境场景下快速安装部署和应用,是目前核能系统研究的热点。本文指出了安全是热管堆的生命线,概率安全评...
钱雅兰卓钰铖李肇华杨波詹文辉张彬彬刘展席恺
关键词:概率安全评价
一种耐事故热管微堆
一种耐事故热管微堆,包括设置在反应堆壳体内的堆芯组件和换热器,反应堆壳体设置有余热排出系统,余热排出系统的多个进风口设置在反应堆壳体底部,多个排风口设置在反应堆壳体顶部。在事故工况下,进风口与排风口打开,使外界空气进入反...
张梦威张琨刘展杨波颜岩王国栋金頔蔡文熠黄思洋吴燕华
热管微堆的安全性分析方法和系统
本发明提供了一种热管微堆的安全性分析方法和系统。该方法包括以下步骤:对热管微堆的设计特征进行关键现象识别和分级分析以获得热管微堆现象分级表;基于热管微堆的设计特征和热管反应现象分级表进行失效模式与影响分析以获得热管微堆事...
杨波刘展张梦威张琨田林王国栋吴燕华蔡文熠黄思洋
AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究被引量:11
2014年
AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统(PRHRS)热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱(IRWST)的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。
刘展王喆张国胜秦慧敏
关键词:AP1000
一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统
本公开提供了一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统,涉及氢气风险仿真技术领域,方法包括针对严重事故序列,获取反应堆严重事故数据,进行严重事故进程分析,获取三维分析所需的产氢源项参数;根据安全壳实际空间尺寸建立...
郭宁黄高峰史国宝郑明光严锦泉张琨何元雷曹克美王佳赟芦苇付廷造姜清尘张梦威金頔瞿凡刘展
SGTR事故SG满溢分析扩展研究被引量:1
2020年
采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故蒸汽发生器(SG)满溢分析,验证在该事故下SG不会发生满溢;对SGTR事故进行扩展研究,考虑多种传热管破裂情况,包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口,并将3种情况的分析结果进行比较,给出SGTR事故最极限的工况。研究结果表明,单根传热管双端断裂工况下,SG不会发生满溢,且与其他2种工况相比满溢裕量最小,在所有分析工况中最极限。
刘立欣刘展
共4页<1234>
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