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彭常宏

作品数：31 被引量：39H指数：3
供职机构：中国科学技术大学核科学技术学院更多>>
发文基金：国家自然科学基金四川省科技计划项目更多>>
相关领域：核科学技术动力工程及工程热物理电气工程环境科学与工程更多>>

合作作者

文献类型

  • 19篇期刊文章
  • 3篇会议论文
  • 3篇科技成果
  • 2篇专利
  • 1篇学位论文

领域

  • 16篇核科学技术
  • 6篇动力工程及工...
  • 3篇电气工程
  • 1篇经济管理
  • 1篇交通运输工程
  • 1篇环境科学与工...

主题

  • 6篇核电
  • 5篇电站
  • 5篇核电站
  • 4篇压降
  • 4篇窄缝通道
  • 4篇环形窄缝通道
  • 3篇反应堆
  • 3篇传热
  • 2篇单相
  • 2篇电厂
  • 2篇严重事故
  • 2篇智能开关
  • 2篇热管
  • 2篇自然循环
  • 2篇温度敏感元件
  • 2篇敏感元件
  • 2篇开关
  • 2篇换热
  • 2篇记忆合金
  • 2篇核电站安全

机构

  • 11篇中国科学技术...
  • 9篇西安交通大学
  • 8篇中国核动力研...
  • 6篇华北电力大学
  • 1篇哈尔滨工程大...
  • 1篇中国舰船研究...
  • 1篇西安核仪器厂
  • 1篇中科华核电技...
  • 1篇苏州热工研究...

作者

  • 28篇彭常宏
  • 8篇贾斗南
  • 7篇秋穗正
  • 6篇苏光辉
  • 6篇郭赟
  • 5篇周涛
  • 4篇吴埃敏
  • 3篇郭贇
  • 3篇王若苏
  • 3篇聂常华
  • 3篇张弛
  • 2篇王增辉
  • 2篇王世超
  • 2篇胡文超
  • 1篇许川
  • 1篇邱金荣
  • 1篇刘波
  • 1篇张蕾
  • 1篇田阔
  • 1篇陈赢展

传媒

  • 9篇核动力工程
  • 3篇核科学与工程
  • 2篇核技术
  • 2篇中国核学会第...
  • 1篇原子能科学技...
  • 1篇广州化工
  • 1篇船海工程
  • 1篇中国核电
  • 1篇核科学与技术
  • 1篇第九届全国反...

年份

  • 1篇2023
  • 1篇2022
  • 1篇2018
  • 3篇2017
  • 3篇2016
  • 1篇2015
  • 1篇2014
  • 3篇2012
  • 1篇2010
  • 3篇2009
  • 2篇2008
  • 3篇2005
  • 5篇2003
共 31 条 记 录，以下是 1-10
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排序方式：
高通量工程试验堆出口管道焊缝破口频率计算
2017年
近年来,国内外进行多项研究堆概率安全分析,其中管道破口导致的失水事故是堆芯损坏的重要风险来源。本文参考管道破口计算程序PRAISE(Piping Reliability Analysis Including Seismic Events)方法,选取压力壳型研究堆——高通量工程试验堆(High Flux Engineering Test Reactor,HFETR)的运行工况,对其反应堆冷却剂出口管道的焊缝进行分析,得到运行中该处焊缝发生各类破口的频率。
崔青蓝彭常宏郭赟
关键词：高通量工程试验堆
基于ANN-MCS的浮动核电站船舶碰撞危险性分析
2022年
为分析船舶碰撞对浮动核电站的危险性,提出计算相关船只撞击核电站的年频率,使用人工神经网络(ANN)和蒙特卡洛模拟(MCS)相结合的方法,得到碰撞损伤指标的概率密度分布,综合年碰撞频率和概率密度分布计算浮动核电站的直接堆芯损坏年频率和最大加速度超越频率曲线。以“罗蒙诺索夫院士”号为对象,使用该方法分析船舶碰撞的危险性。守护船和补给船的年碰撞频率分别为1.63×10^(-3),2.12×10^(-3);由船舶撞击直接导致“罗蒙诺索夫院士”号堆芯损坏的年频率为7.636×10^(-21),且得到了碰撞时最大加速度的危险性曲线。
肖金雄程宁张航彭常宏
关键词：浮动核电站船舶碰撞危险性分析
超临界水冷快堆给水控制系统改进研究
2014年
超临界水冷快堆是一次直接循环系统。所有的冷却剂在冷却剂泵的驱动下在堆芯被加热后进入汽轮机做功。主蒸汽温度对功率与流量的比值非常敏感。为了抑制主蒸汽的温度变化,本研究中通过增加反馈模块以改进主给水的控制系统。本文采用了三种改进方案,第一种方案中保持功率与给水流量的比值不变,第二种堆芯功率必须随设定值变化,第三种中给水流量随着功率的增加而增加,然后通过计算分析确定控制参数,最后通过功率变化时的运行工况下的对比分析,确定较优的改进方案。
何云天彭常宏陈欢
关键词：给水控制系统
环形窄缝通道内流动沸腾传热和压降的研究
彭常宏
关键词：传热对流换热沸腾换热单相流动环形窄缝通道
核电站功率工况水淹概率安全评价模型的建立与应用
杨志超戴忠华黄卫刚彭常宏杨英豪张佳佳钟山郭建兵张宁陈捷飞
该项目参考美国电力研究学会(EPRI)水淹PSA导则的技术内容，借鉴国际上成熟的开发经验，结合大亚湾/岭澳核电站的设计、运行实践及基础数据，进行创新研究，自主开发了国内第一个核电厂功率工况水淹PSA模型。水淹PSA模型的...
关键词：
关键词：核电站风险管理
全厂断电时安全壳直接加热的概率研究
2016年
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。
陈阳丽彭常宏郭赟
基于主控室电气柜火灾的CFAST程序参数不确定性分析被引量：1
2018年
以核电厂主控室电气柜火灾为研究对象,利用蒙特卡洛抽样法对热释放速率和产烟率这2个参数进行抽样,并输入CFAST程序进行计算。通过统计烟气层温度和光学密度2个输出量的分布,获得主控室人员撤离时间和概率信息,为火灾概率安全分析当中事件序列定量分析提供基础数据。
王万红朱大欢彭常宏郭赟
关键词：主控室
换热器类型在核电厂中的应用研究被引量：5
2008年
管壳式换热器是目前压水堆核电厂中普遍采用的换热器。在保证核电厂安全性的基础上,还需要进一步提高其经济性,因此选择反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的冷却水热交换器为研究对象进行计算比较,然后利用各种形式换热器的传热计算公式,并用Fortran语言编制程序进行计算,根据计算结果绘图比较不同形式换热器的传热系数及传热面积。通过比较分析得出在核电厂中,板式换热器具有结构紧凑、质量轻、换热效率高等可能的优点。
王世超周涛田阔彭常宏王若苏
关键词：换热器传热系数传热面积
窄缝环形通道内饱和沸腾的实验研究被引量：3
2003年
对间隙为1.5mm的同心环形通道内流动换热的饱和沸腾进行了实验与理论研究。实验通过电加热内外不锈钢管道来控制改变热流密度,工质为去离子水。文中以加热当量直径作为研究窄缝环形通道的定性尺寸。实验结果表明,在间隙为1.5mm的同心垂直环形窄缝通道中的饱和沸腾,与常规尺寸圆管换热相比,起到了强化作用。通过对实验数据的总结,得出了中压、低流量情况下的沸腾换热系数的经验计算公式。
张弛吴埃敏苏光辉彭常宏秋穗正褚俊贾斗南聂常华
环形窄缝通道两相沸腾流动阻力压降实验研究
在2.0mm间隙的同心竖直环形狭缝流动沸腾试验段中,分别用均相流和分相流模型研究了以去离子水为工质的两相沸腾流动摩擦压降.比较了实验结果和几个经典公式之间的异同,同时分析了环形狭缝通道和常规圆形通道中两相流动摩擦压降的异...
邱金荣贾斗南秋穗正彭常宏
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