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吴琳

作品数:11 被引量:10H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
相关领域:核科学技术经济管理金属学及工艺电气工程更多>>

文献类型

  • 5篇期刊文章
  • 5篇专利

领域

  • 3篇核科学技术
  • 2篇金属学及工艺
  • 1篇经济管理
  • 1篇电气工程
  • 1篇理学

主题

  • 6篇反应堆
  • 4篇堆芯
  • 4篇核电
  • 3篇电站
  • 3篇冷却剂
  • 3篇冷却剂系统
  • 3篇核电站
  • 3篇反应堆冷却剂
  • 3篇反应堆冷却剂...
  • 2篇压水堆
  • 2篇压水堆堆芯
  • 2篇余热排出
  • 2篇余热排出系统
  • 2篇折弯
  • 2篇折弯成形
  • 2篇数字化
  • 2篇数字化仪
  • 2篇水堆
  • 2篇燃料组件
  • 2篇热能

机构

  • 10篇中国核动力研...

作者

  • 10篇吴琳
  • 5篇汤华鹏
  • 5篇李庆
  • 4篇曹锐
  • 4篇张富源
  • 4篇刘昌文
  • 3篇曾忠秀
  • 3篇李海颖
  • 3篇钟元章
  • 3篇张森如
  • 3篇王华金
  • 3篇李兰
  • 3篇罗琦
  • 3篇冷贵君
  • 3篇卢毅力
  • 3篇蒲小芬
  • 2篇吴磊
  • 2篇陈平
  • 2篇李垣明
  • 2篇雷涛

传媒

  • 3篇核动力工程
  • 1篇科技成果管理...
  • 1篇中国核电

年份

  • 1篇2023
  • 1篇2022
  • 2篇2021
  • 2篇2019
  • 2篇2017
  • 2篇2014
11 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯,反应堆冷却剂系统,其特征在于:包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆...
吴琳张森如罗琦刘昌文李海颖曹锐冷贵君蒲小芬张富源王华金曾忠秀钟元章李庆康志彬卢毅力李兰汤华鹏
文献传递
某三代核电设备安全壳喷淋泵力学分析和试验研究被引量:1
2019年
以某三代核电设备安全壳喷淋泵为对象,利用有限元对整个系统进行建模,完成了该系统抗震性能、各部件模态和应力、结构屈曲以及连接螺栓应力的分析和评定,并进行了现场振动频率测试。结果表明,此安全壳淋喷泵满足规范要求,与设备模态试验情况符合较好。本研究可为后续安全评审和设备鉴定提供研究支持。
李松许余汤华鹏吴琳穆克亮张凯
基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
本实用新型涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站。该基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯,反应堆冷却剂系统,核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;反...
罗琦吴琳张森如刘昌文李海颖曹锐冷贵君蒲小芬张富源王华金曾忠秀钟元章李庆康志彬卢毅力李兰汤华鹏
文献传递
一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯
本发明属于核燃料技术领域,具体涉及一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯。本发明的燃料组件格架包括搅混翼,所述搅混翼经过N次折弯成形,侧面呈“S”型,其中N≥2。本发明的搅混翼利用多次弯折成形分步对流体进行横向引导。本发...
焦拥军吴琳陈平肖忠茹俊李庆蒲曾坪雷涛杜思佳张坤郭晓明粟敏李垣明郑美银吴磊
文献传递
碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究
2021年
按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器(RPV)出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。
苏东川谢海张毅雄崔怀明吴琳
关键词:碳含量
协同创新模式下"华龙一号"反应堆研发管理
2021年
中国核动力研究设计院(简称"核动力院")是我国从事核动力反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产的大型综合性科研基地,是以研究设计核动力反应堆为主,带动其他堆型反应堆相关技术研究设计的国家战略高科技研究设计院.作为我国研发核动力反应堆的国家队,核动力院在承担先进反应堆研发方面具有当仁不让的重要职责.为尽快完成我国自主研发的三代核电技术,掌握先进核电关键技术,同时确保缩短研制周期、降低研发费用、使成果产业化,核动力院以产品为核心,充分发挥优势,着力解决制约研发能力、研发水平提升的管理问题,自2011年起,中国核动力研究设计院开展了自主化三代核电"华龙一号"反应堆研发管理,运用知识创造主体和技术创新主体间的深入合作和资源组合的协同创新模式,将自主三代核电技术与其他在研型号的研发进行全要素的有机集合、系统融合,产生统一的整体性和系统叠加的非线性组合,实现自主先进核反应堆技术跨越式发展.
吴琳汤华鹏
关键词:小批量生产研发管理
一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯
本发明属于核燃料技术领域,具体涉及一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯。本发明的燃料组件格架包括搅混翼,所述搅混翼经过N次折弯成形,侧面呈“S”型,其中N≥2。本发明的搅混翼利用多次弯折成形分步对流体进行横向引导。本发...
焦拥军吴琳陈平肖忠茹俊李庆蒲曾坪雷涛杜思佳张坤郭晓明粟敏李垣明郑美银吴磊
华龙一号反应堆及一回路系统研制被引量:2
2019年
华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的'収动机'。本文概述了中国核动力研究设计院围绕'177堆芯'迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号'収动机'的先迚性、经济性和安全性。
吴琳许余曹锐刘昌文李朋洲张知竹
“华龙一号”ZH-65型蒸汽发生器研发被引量:8
2017年
"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电技术。介绍了"华龙一号"核电机组反应堆冷却剂系统关键设备ZH-65型蒸汽发生器(SG)的自主研发情况,主要包括SG的设计、设计软件研发、设计验证试验和关键材料研制。ZH-65型SG在技术上达到第三代PWR核电站SG的水平,具有完全自主知识产权,是"华龙一号"头上的一颗璀璨明珠。该型SG的研发成果已用于出口巴基斯坦的K2K3工程项目和福建福清核电站第5、6号机组工程项目。K2机组的3台ZH-65型SG已于2017年7月12日验收出厂,必将创造良好的经济效益和显著的社会效益。
张富源吴琳何戈宁黄伟何劲松李磊
关键词:蒸汽发生器自主知识产权
基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯,反应堆冷却剂系统,其特征在于:包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆...
罗琦吴琳张森如刘昌文李海颖曹锐冷贵君蒲小芬张富源王华金曾忠秀钟元章李庆康志彬卢毅力李兰汤华鹏
共1页<1>
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