张迪
- 作品数：13 被引量：14H指数：1
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程更多>>
- 非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法
- 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱；（2）确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子...
- 王国栋张迪王喆张经瑜汤微建杨杏波许志红
- 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
- 非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法
- 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱；（2）确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子...
- 王国栋张迪王喆张经瑜汤微建杨杏波许志红
- 文献传递
- 非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法
- 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间...
- 王国栋张迪王喆张经瑜汤微建杨杏波许志红
- 文献传递
- CERT试验WGOTHIC程序3D建模方法研究
- 2018年
- 美国NRC批准应用WGOTHIC程序中集总参数法分析非能动核电厂DBA事故后安全壳响应,该程序采用CLIME模型来模拟非能动安全壳冷却系统(PCCS)传热传质特性,即壳内蒸汽凝结、钢壳导热和壳外水膜蒸发过程。本论文研究WGOTHIC程序中分布参数法(3D模型)分析PCCS传热传质特性的可行性,并与该程序中集总参数法和CERT试验值两种方式对分析结果进行比较验证。结果表明WGOTHIC程序中分布参数法(3D模型)可用于分析PCCS传热传质特性,保守地进行非能动安全壳响应分析。
- 杨建锋王国栋张迪王喆
- 大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统
- 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安...
- 郑明光叶成顾国兴陈煜凌云丁振坤王喆王国栋张迪倪陈宵宋春景潘新新
- 文献传递
- 非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法
- 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间...
- 王国栋张迪王喆张经瑜汤微建杨杏波许志红
- 文献传递
- 基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究
- 2016年
- 针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。
- 王国栋汤微建王喆张经瑜张迪倪陈宵韦胜杰王章立扈本学
- 关键词：传热传质
- 应用GOTHIC程序三维模型模拟综合性能试验热工响应过程被引量：1
- 2017年
- 本文选取重大专项综合性能试验开展的主蒸汽管道断裂事故全过程瞬态模拟工况作为基准工况,应用GOTHIC程序进行了详细的三维建模,模拟了试验壳大空间和热阱储热、蒸汽在壳体内壁面冷凝、壳体外壁面水膜蒸发等传热传质过程。通过对比试验数据和程序计算结果,研究试验壳大空间的热工响应特性和程序模型的适用性。研究结果表明:程序模型能很好地分析试验壳温度、压力变化趋势,尤其是在蒸汽大流量喷放后阶段,程序分析结果和试验结果符合很好。另外,喷口的射流类型会显著影响大空间温度分层现象,进而影响蒸汽在试验壳体内壁面的冷凝过程。该研究结果可为后续应用GOTHIC程序分析非能动核电厂安全壳响应的可行性提供参考和借鉴。
- 王国栋杨建锋韦胜杰王章立王喆张迪
- 关键词：非能动安全壳冷却系统
- AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析被引量：13
- 2013年
- 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。
- 叶成郑明光王勇王勇王国栋张迪倪陈宵
