吴清
- 作品数：93 被引量：37H指数：3
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：四川省科技计划项目更多>>
- 相关领域：电气工程核科学技术机械工程石油与天然气工程更多>>
- 应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法
- 本发明公开了应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法，所述控制方法包括以下步骤:S1、通过核电厂重要状态参数和设备状态情况判定事故发生原因；S2、根据判定的事故发生原因进行对应措施的排除故障操作；S3、若排除故障操作成...
- 喻娜冉旭李峰吴清冷贵君刘昌文钱立波陈伟丁书华张丹方红宇邱志方陈宏霞初晓
- 概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法
- 本发明公开了概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法，通过概率论识别系统及功能的重要度，确定多样性保护系统必须考虑的安全功能及系统；通过确定论确定安全系统功能的最小割集，确定多样性保护系统的功能需求。综合概率论...
- 邱志方邓坚方红宇张丹吴清江光明李喆冉旭李峰喻娜陈宏霞初晓张舒陈宝文吴鹏鲜麟周科杨帆张卓华陆雅哲吴广皓蔡容张晓华
- 文献传递
- 严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质
- 本发明公开了一种严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质，该方法包括：建立反应堆严重事故计算分析模型；选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；确定卸压阀门开启时间窗口、需要保持开启的时间；使用建立的计算分...
- 王小吉武铃珺吴清刘昌文冷贵君向清安邹志强刘丽莉邓坚张明彭欢欢
- 文献传递
- 非能动余热排出系统运行状态的确定方法、装置和系统
- 本发明公开了一种非能动余热排出系统运行状态的确定方法、装置和系统，反应堆一次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法和蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法；若反应堆一次侧非能动余热排出系统成功运行且蒸汽发生器二...
- 习蒙蒙喻娜冉旭李峰吴清刘昌文冷贵君陈宏霞杨帆鲜麟蔡容陆雅哲方红宇吴鹏初晓周科程坤张舒杨韵佳
- 文献传递
- 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法
- 为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却...
- 李峰冉旭吴清刘昌文冷贵君喻娜陈宏霞蔡容程坤习蒙蒙陆雅哲杨帆鲜麟方红宇吴鹏初晓周科张舒杨韵佳
- 华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证
- 2024年
- 传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。
- 陈曦吴清邓坚刘余任春明王啸宇彭欢欢
- 关键词：在线监测
- 针对阀下游排放管的载荷分析方法
- 本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析方法，为了计算获得排放载荷，需要首先进行初始和边界条件设定、然后进行热工水力分析、最后将热工水力分析结果通过高效便捷的方法转换为载荷。其中，比较关键的技术点在于：热工水力分析过程中关...
- 吴丹丁书华吴清冷贵君刘昌文杜思佳李喆高颖贤王新军王杰申亚欧何晓强陈伟辛素芳李仲春黄涛王静卉钱立波钟明君袁红胜
- 文献传递
- 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法
- 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S...
- 冉旭钱立波吴清冷贵君刘昌文李峰喻娜丁书华陈伟党高健蒋孝蔚杨帆张丹方红宇初晓陈宏霞
- 文献传递
- 一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法
- 本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域，具体涉及一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法，包括事故处理过程和安全监测及功能恢复过程；给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆；根据核电厂状态参数和设备状态确认反应堆...
- 陈宏霞冉旭喻娜吴清刘昌文冷贵君张晓华李峰方红宇鲜麟杨帆周科陆雅哲程坤杨韵佳
- 文献传递
- 福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价
- 2017年
- 地震是核电厂主要外部灾害之一,地震风险评估对于核电厂的安全评价具有重要的价值。抗震裕量评价(SMA)是开展核电厂地震灾害风险分析的重要方法之一,其目的是为了判断核电厂的抗震设计能力相对于设计基准地震的抗震裕量,找出核电厂的抗震薄弱环节,提高核电厂的抗震能力。本文针对福建福清核电厂1、2号机组进行抗震裕量评价,分析表明电力支持系统和一回路辅助管道的抗震能力相对薄弱,是导致核电厂抗震能力薄弱的主要原因,电力支持系统和一回路辅助管道需进一步提高其抗震能力,且核电厂需考虑编制地震应急规程。
- 邱志方张航张晓华蔡逢春吴清
- 关键词：地震SMA
