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李笑天

作品数:56 被引量:95H指数:7
供职机构:清华大学核能与新能源技术研究院更多>>
发文基金:国家自然科学基金国家高技术研究发展计划国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术理学交通运输工程兵器科学与技术更多>>

文献类型

  • 26篇期刊文章
  • 20篇专利
  • 9篇会议论文
  • 1篇学位论文

领域

  • 33篇核科学技术
  • 4篇理学
  • 3篇交通运输工程
  • 1篇动力工程及工...
  • 1篇建筑科学
  • 1篇兵器科学与技...

主题

  • 13篇反应堆
  • 9篇气冷堆
  • 9篇高温气冷堆
  • 8篇蒸汽发生器
  • 8篇热气导管
  • 7篇自然循环
  • 6篇压力壳
  • 6篇换热
  • 6篇非能动
  • 5篇核反应
  • 5篇核反应堆
  • 4篇有限元
  • 4篇余热排出
  • 4篇余热排出系统
  • 4篇热工水力
  • 4篇阻尼
  • 4篇阻尼器
  • 4篇控制棒
  • 4篇安全壳
  • 4篇HTR-10

机构

  • 56篇清华大学
  • 1篇防化研究院
  • 1篇中国人民解放...
  • 1篇同方工业有限...

作者

  • 56篇李笑天
  • 30篇何树延
  • 20篇吴莘馨
  • 17篇傅激扬
  • 11篇于溯源
  • 11篇厉日竹
  • 10篇董建令
  • 10篇雒晓卫
  • 9篇张征明
  • 8篇盛选禹
  • 7篇李晓伟
  • 6篇刘俊杰
  • 6篇王洪涛
  • 3篇宋宇
  • 2篇柳雄斌
  • 2篇王晓欣
  • 2篇汪嘉春
  • 2篇孔祥卫
  • 2篇惠虎
  • 2篇张启江

传媒

  • 7篇核动力工程
  • 6篇原子能科学技...
  • 4篇高技术通讯
  • 3篇清华大学学报...
  • 2篇工程力学
  • 2篇中国舰船研究
  • 2篇第十二届全国...
  • 1篇工程热物理学...
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇2001年材...
  • 1篇第14届全国...
  • 1篇第六届全国新...
  • 1篇第十六届全国...
  • 1篇第十三届全国...
  • 1篇第十五届全国...
  • 1篇中国科协第五...

年份

  • 1篇2023
  • 2篇2022
  • 1篇2019
  • 1篇2016
  • 3篇2015
  • 3篇2014
  • 1篇2013
  • 4篇2011
  • 4篇2010
  • 1篇2008
  • 3篇2007
  • 6篇2006
  • 4篇2005
  • 7篇2004
  • 2篇2003
  • 3篇2002
  • 4篇2001
  • 4篇2000
  • 1篇1999
  • 1篇1997
56 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
飞机撞击核反应堆安全壳的动力学分析
运用MSC.DYTRAN软件分析了飞机撞击反应堆安全壳的动力学问题,给出了混凝土的变形图和撞击物的速度变化曲线,比较了选用不同材料模式的计算结果,并与经验公式的结果进行了对比.选用混凝土的帽形材料模型能够得到合理的计算结...
李笑天汪嘉春何树延
关键词:失效模式混凝土结构
文献传递
10MW高温堆热启动时蒸汽发生器管板焊缝处疲劳分析被引量:5
2004年
10MW高温气冷堆事故停堆后短时间内热启动能使反应堆快速提升功率,从而节省大量的启动时间。但是热启动时,蒸汽发生器联箱仍保持较高温度,大约在430℃左右,而二回路给水温度只有100℃。如此大的温差必将在蒸汽发生器的传热管与管板的焊接处产生很大的热应力,容易引起疲劳损伤。通过合理保守的简化,分析10MW蒸汽发生器管板和传热管的温差,从而进行应力计算和疲劳评价。
何树延李笑天
关键词:热启动热应力蒸汽发生器
HTR-10中间换热器设计被引量:3
2000年
高温气冷堆能提供 90 0℃以上的出口温度 ,而蒸汽透平循环的工质最高温度只有 550℃左右 ,不能有效地利用高温气冷堆的高温潜力。 10MW高温气冷堆 (HTR -10 )采用的气体透平和蒸汽透平联合循环方案 ,不仅跟目前的高温气冷堆低入口温度相匹配 ,而且有助于学习和掌握直接和间接气体透平循环技术 ,积累并获得中间换热器、气体透平和其它设备的设计、建造和运行经验。中间换热器是采用联合循环的HTR -10的关键设备。本文将描述其独特的结构设计 。
厉日竹李笑天傅激扬
关键词:蒸汽发生器
高温部件的分析评价方法
为了更好地解决核能系统的经济性、安全性、废物处理等问题,世界上核电发达国家开始进行第四代反应堆的研究。高温是第四代核能系统要共同面对的问题.高温给部件的设计带来了蠕变、蠕变疲劳、寿命降低等难题,同时高温部件的分析也是一项...
李笑天雒晓卫董尊贤何树延
关键词:反应堆结构高温部件寿命评价
文献传递
高温部件的分析评价方法被引量:7
2011年
对现有高温部件的评价标准(ASME-NH、RCC-MR和R5)进行了综述和分析。重点针对ASME规范,通过对比ASME-NB与ASME-NH的分析方法,详细阐述ASME规范对高温部件的评价分析方法,并对高温部件规范的发展进行了展望。
李笑天雒晓卫何树延
关键词:高温部件
辅助泵机组的抗震分析
辅助泵是NP工程余热排出系统的重要动力设备,它能否正常运行关系到反应堆余热能否安全导出.地震条件下要求反应堆能够安全停堆,因此辅助泵必须在地震工况下保持结构的完整性和可运行性.本文从辅助泵与电机整体、泵壳承压边界和泵转子...
李笑天林乐傅激扬
关键词:抗震分析应力强度转子系统反应堆余热排出系统
文献传递
核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析被引量:1
2014年
本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的,能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量,可通过计算进一步优化贮水量。
谭效时李晓伟李笑天何树延
关键词:非能动热工水力
核反应堆钢筋混凝土安全壳承受飞机撞击下的冲击计算
飞机撞击核反应堆安全壳的事故发生概率很小,但是一旦发生,后果非常严重.因此,为了确保其结构的安全性,对钢筋混凝土结构在冲击载荷下的安全性分析是十分重要的.本文用MSC/Dytran程序和经验公式对核反应堆钢筋混凝土安全壳...
汪嘉春李笑天何树延
关键词:安全壳飞机撞击核反应堆有限元分析
文献传递
上置式水力驱动控制棒
200MW低温核供热堆是核供热堆向商用化的推广,作为处在发展阶段的新堆型,由于规模小、参数低,提高经济性是发展和推广核供热技术的关键问题.按照这个出发点,对已有的200MW低温核供热堆的控制棒的结构进行了优化设计.在新的...
李笑天何树延
关键词:控制棒阻尼器
文献传递
HTR-10一体化换热装置和联合循环被引量:1
2000年
10MW高温气冷实验堆 (HTR 10 )有两个突出的特点 :(1)采用气体轮机和汽轮机联合循环 ,可以提高其发电效率 ,并且能保持较低的堆芯入口温度 (30 0℃ )。 (2 )中间换热器和蒸汽发生器一体化设计 ,减少了一个壳体和一个热气导管 ,提高了安全性和经济性。描述了一体化的中间换热器和蒸汽发生器以及气体轮机和蒸汽轮机联合循环的设计特点。
厉日竹李笑天傅激扬
关键词:高温气冷堆蒸汽发生器
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