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申亚欧

作品数:59 被引量:20H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:国家自然科学基金四川省自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术电气工程文化科学机械工程更多>>

文献类型

  • 44篇专利
  • 14篇期刊文章
  • 1篇会议论文

领域

  • 15篇核科学技术
  • 10篇电气工程
  • 4篇文化科学
  • 2篇机械工程
  • 1篇自动化与计算...
  • 1篇建筑科学

主题

  • 19篇核电厂
  • 19篇反应堆
  • 15篇压水堆
  • 15篇水堆
  • 14篇失水事故
  • 11篇压水堆核电厂
  • 11篇核电
  • 9篇热工
  • 8篇电厂
  • 8篇堆芯
  • 8篇冷却剂
  • 8篇过冷
  • 7篇失水
  • 7篇反应堆冷却剂
  • 6篇停运
  • 6篇破口
  • 6篇过冷度
  • 5篇水力
  • 5篇非能动
  • 5篇分析方法

机构

  • 59篇中国核动力研...
  • 2篇成都理工大学
  • 1篇北京化工大学
  • 1篇西安交通大学

作者

  • 59篇申亚欧
  • 40篇丁书华
  • 36篇钱立波
  • 33篇吴丹
  • 33篇李仲春
  • 33篇陈伟
  • 29篇邓坚
  • 24篇冷贵君
  • 22篇党高健
  • 18篇吴清
  • 15篇刘昌文
  • 14篇刘余
  • 13篇邱志方
  • 11篇李庆
  • 11篇黄代顺
  • 8篇杜思佳
  • 8篇高颖贤
  • 7篇王杰
  • 7篇李喆
  • 7篇何晓强

传媒

  • 7篇核动力工程
  • 3篇原子能科学技...
  • 2篇科技视界
  • 1篇北京化工大学...
  • 1篇中国核电

年份

  • 2篇2025
  • 3篇2024
  • 10篇2023
  • 18篇2022
  • 8篇2021
  • 4篇2020
  • 4篇2019
  • 1篇2018
  • 1篇2017
  • 5篇2015
  • 3篇2014
59 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
一种用于多物理多尺度耦合系统的不确定性量化方法
本发明涉及反应堆热工水力技术领域,具体涉及一种用于多物理多尺度耦合系统的不确定性量化方法,包括以下步骤:收集用于多物理多尺度耦合系统不确定性评价和验证的实验数据,并建立实验数据库;针对目标分析对象装置,结合多物理多尺度耦...
熊青文李仲春邱志方曾未邓坚王杰李庆刘余黄涛申亚欧钱立波吴增辉马海福党高健
一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法
本发明公开了一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法,包括以下步骤:对主系统进行冷却降温和降压,并在其过程中,依次停运中压安注泵;停运所有中压安注泵之后,调节上充流量,维持稳压器水位,根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中...
吴丹丁书华冉旭吴清冷贵君刘昌文申亚欧陈伟党高健杜思佳钱立波黄涛
文献传递
注水冷却系统及方法
本申请提供了一种注水冷却系统及方法,包括压力容器下封头,压力容器下封头外侧设置有压力容器下封头外保温层,压力容器下封头与所述压力容器下封头外保温层之间形成冷却介质流道,压力容器下封头外保温层上设置有向外凸出的保温层流道注...
刘丽莉马海福黄代顺崔怀明卢毅力邓坚张渝张明曹锐黄涛陈亮罗跃建钱立波吴丹陈伟向清安杜鹏党高健熊青文申亚欧张婷方维扬
一种提升压力容器外部临界热流密度的方法
本发明公开了一种提升压力容器外部临界热流密度的方法,解决了现有技术解决无法通过简单有效的手段实现核反应堆严重事故下堆芯熔融物滞留的问题。本发明包括:在堆芯出口温度高于事故临界值时,将氧化铝纳米流体注入到压力容器外部的流道...
何晓强余红星江光明蒋孝蔚党高健丁书华高颖贤申亚欧钟明君邓坚朱大欢杨帆
文献传递
一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统
本发明公开了一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统,首先通过设置SGTR事故自动识别信号来隔离破损SG环路PRS,控制了破损SG二次侧的放射性释放;然后通过对一回路进行持续降温降压,确保了一回路能够达到足够的过冷...
钱立波黄代顺陈伟马海福卢毅力崔怀明张渝丁书华申亚欧李仲春吴丹黄涛沈丹红吴增辉
一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法
本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法,包括:检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态;根据检测结果,判断是否满足终止安注准则,当满足终止安注准则时,则对安注泵依次执...
党高健丁书华冉旭吴清冷贵君刘昌文陈伟吴丹钱立波申亚欧李仲春蒋孝蔚何晓强
文献传递
一种堆芯中组件间辐射换热模拟方法、系统、终端及介质
本发明公开了一种堆芯中组件间辐射换热模拟方法、系统、终端及介质,涉及堆芯模拟技术领域,其技术方案要点是:建立由热棒、热组件、平均组件三个目标件构成的几何模型,并沿轴线方向对几何模型分段;依据几何模型的几何参数为三个目标件...
吴丹丁书华邓坚李仲春申亚欧钱立波黄涛沈丹红鲍辉袁鹏
自然循环部分冷却驱动压头丧失下的环路流量特性研究
2015年
在SG二次侧排热减小类事故工况下,若反应堆初始以自然循环状态运行,当破损SG二次侧排热丧失时,受影响环路流量可能完全丧失,对事故缓解及核电厂安全带来不利。本文对上述工况下的环路自然循环特性进行了研究,通过理论分析得到了不同环路自然循环流量的特性及主要影响因素,并通过模拟计算得到了不同冷却速率工况下环路自然循环流量数据,最后对核电厂制定相关应对措施方面提出了建议。
申亚欧蒋孝蔚党高健
关键词:自然循环
DMRM在LOCA整体效应实验上的应用
2021年
基于中国核动力研究设计院自主研发的确定模型-现实方法(DMRM)的失水事故评价模型,研制了先进反应堆系统分析程序ARSAC。本文将该方法应用于大破口失水事故工况,以验证该方法的正确性及合理性。在验证过程中,首先通过敏感性分析,建立保守的台架系统模型;在此基础上,对包壳峰值温度(PCT)影响较大的输入条件(系统压力、安全注入箱水温等)进行随机抽样,形成计算分析用到的59组工况;利用ARSAC对这些工况进行分析得到最终结果并将最终结果与实验数据进行对比,结果表明,程序计算得到的压力等参数变化与实验数据变化趋势一致,证明了ARSAC计算的正确性;DMRM得到的PCT温度明显高于实验测得值,证明了DMRM的保守性。
黄涛李仲春孙微邓坚丁书华刘余吴丹钱立波申亚欧杜鹏吴增辉
关键词:失水事故
适用于DMRM评价模型的评估方法研究
失水事故是安全评价中最重要的设计基准事故之一,其分析方法被国内外学者或机构广泛研究。中国核动力研究设计院自主研发了DMRM(Deterministic Model Realistic Methodology)失水事故评价...
黄涛李仲春邓坚丁书华刘余吴丹钱立波申亚欧杜鹏吴增辉
关键词:失水事故
文献传递
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