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邱志方

作品数:106 被引量:29H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:国家自然科学基金黑龙江省博士后基金更多>>
相关领域:核科学技术电气工程自动化与计算机技术机械工程更多>>

文献类型

  • 64篇专利
  • 39篇期刊文章
  • 2篇会议论文
  • 1篇学位论文

领域

  • 29篇核科学技术
  • 17篇电气工程
  • 8篇自动化与计算...
  • 5篇机械工程
  • 3篇动力工程及工...
  • 3篇文化科学
  • 2篇经济管理
  • 2篇环境科学与工...
  • 1篇建筑科学

主题

  • 37篇反应堆
  • 22篇核电
  • 21篇非能动
  • 14篇压水堆
  • 14篇水堆
  • 14篇核电厂
  • 13篇电厂
  • 12篇热工
  • 11篇余热排出
  • 11篇模块式
  • 11篇安全壳
  • 10篇余热排出系统
  • 9篇冷却剂
  • 9篇非能动余热排...
  • 9篇包壳
  • 8篇非能动余热排...
  • 7篇堆芯
  • 7篇事故分析
  • 7篇安全级
  • 6篇压力容器

机构

  • 104篇中国核动力研...
  • 3篇上海交通大学
  • 2篇哈尔滨工程大...
  • 2篇西安交通大学
  • 1篇大连理工大学
  • 1篇北京自动化控...
  • 1篇中核国电漳州...

作者

  • 106篇邱志方
  • 54篇邓坚
  • 34篇李峰
  • 33篇刘余
  • 31篇喻娜
  • 29篇方红宇
  • 23篇陈宏霞
  • 23篇丁书华
  • 20篇吴清
  • 19篇党高健
  • 19篇张丹
  • 18篇冉旭
  • 18篇曾未
  • 17篇李喆
  • 17篇吴鹏
  • 17篇陈伟
  • 14篇李仲春
  • 13篇陈宝文
  • 13篇张卓华
  • 13篇周科

传媒

  • 18篇核动力工程
  • 11篇科技视界
  • 4篇原子能科学技...
  • 2篇科技成果管理...
  • 2篇“从设计上实...
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇哈尔滨工程大...
  • 1篇科技创新导报
  • 1篇中国核电

年份

  • 14篇2023
  • 25篇2022
  • 14篇2021
  • 17篇2020
  • 16篇2019
  • 1篇2018
  • 1篇2017
  • 6篇2016
  • 9篇2015
  • 1篇2013
  • 2篇2009
106 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
一种基于水冷器的非能动余热排出系统
本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统,通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器,带出堆芯余热,并将循环排热水箱分割为热区和冷区,热区和冷区的顶部双向连通,底部设置单向流向装置,以限制冷流体只能从热区流向冷...
向清安邓坚卢庆江光明刘兆东高颖贤邱志方邓纯锐刘余张明武小莉陈宝文党高健
文献传递
模块式小堆超压风险及设计优化研究被引量:4
2016年
模块式小堆采用带直流蒸汽发生器(OTSG)的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统(RCS)可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。
邱志方邓坚陈宏霞李峰喻娜吴鹏李捷
垂直矩形通道内的混合对流实验与数值研究被引量:1
2009年
对耦合了热辐射的垂直矩形通道内的混合对流情况进行了实验研究和数值模拟分析。研究表明:空气在通道内向上流动时,随着浮升力作用的增大,对流换热能力表现出先减小后增强的趋势;热辐射在换热过程中起着重要的作用,并随着对流换热能力的减弱而增强。数值模拟在浮升力影响较小时可以给出较好的结果,当浮升力影响比较大时,数值模拟计算的结果与实验有较大的偏差。
邱志方谢正瑞顾汉洋程旭
关键词:浮升力热辐射
AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响
2016年
AP1000的非能动余热排出系统(PRHR)置于安全壳内,安全壳的环境状态直接影响PRHR的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对PRHR运行的影响,研究表明安全壳的压力对于PRHR排热能力影响显著。
邱志方刘伟东吴鹏陈伟黄慧剑
模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究
2016年
未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。
张丹周科李峰邱志方邓坚毕树茂吴鹏
一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法
本发明涉及属于核电技术领域,具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法,包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统,由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统,由能动安全壳喷淋系统...
刘昌文冷贵君吴清邱志方喻娜李峰张晓华邓纯锐朱大欢丁书华杜思佳陈伟方红宇
文献传递
非能动安全壳中降膜流动与波动特性数值模拟研究被引量:2
2019年
基于非能动安全壳建立了1:45的简化的二维数值模型,在保持无量纲数不变的前提下,利用流体体积函数(VOF)模型捕捉气-液交界面,分析了不同雷诺数(Re)条件下的液膜铺展状况。通过与实验结果的对比,模拟结果能够较好地反映出实验结果中的液膜波动现象,且液膜厚度的变化与Re一致;竖壁降膜过程受多种力的综合作用,波动的液膜可以分成明显的层流底层与独立波两部分,层流底层流速较低而独立波沿流动方向移动较快,随着液膜的铺展,独立波之间发生碰撞和融合并加剧液膜的波动性;随着Re的增加,层流底层的液膜厚度及独立波的振幅都有所增加,同时波动性加剧。
邱庆刚龙黄祥邓坚邱志方孟垂举朱晓静沈胜强
一种失水事故分析方法
本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析,包括:S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模;S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析;S3.结合失水事故程序的特点使用关键模...
邓坚丁书华吴丹黄涛李庆冷贵君刘余邱志方王杰申亚欧
一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统
本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统,包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱,其中,每个余热排出子系统包括:由换热水箱和热交换器组成的换热装置,由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形...
向清安邓坚卢庆江光明高颖贤刘兆东邓纯锐邱志方刘余张明武小莉陈宝文党高健
文献传递
一种可实现下降段流量周向均匀分布的压水堆
本方案公开了一种可实现下降段流量周向均匀分布的压水堆,包括压力容器及设置在压力容器上的入口接管,所述入口接管用于向压力容器内导入一回路冷却剂,还包括设置在压力容器内的吊篮组件,还包括固定于吊篮组件外壁上的导流块,所述导流...
刘卢果杜思佳刘余邓坚李松蔚黄代顺沈才芬李喆邱志方黄慧剑张勇周铃岚陈曦王啸宇辛素芳刘伟王玮李浩李燕
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