陈宝文
- 作品数：38 被引量：25H指数：2
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：湖南省教育厅优秀青年基金湖南省自然科学基金国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术机械工程电气工程理学更多>>
- 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
- 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...
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- 文献传递
- 氦氙气冷反应堆系统无保护控制事故安全分析
- 2024年
- 小型氦氙气冷反应堆布雷顿循环系统作为第4代先进反应堆,具有轻质、紧凑、系统简单和启停迅速等优点,十分适合用于偏僻地区和岛屿的能源供应。基于Modelica语言通过对各关键设备进行模块化动态建模,开发了氦氙气冷反应堆布雷顿循环系统分析程序,并进行程序可靠性验证。模拟了系统稳态工况和事故瞬态变工况,重点分析了反应性引入和容积控制系统错误投入等瞬态工况的动态响应特性。结果表明:系统分析程序仿真结果较为合理,系统具有一定自稳、自调能力,需采取措施控制转子转速下降速率。本文结果可为氦氙气冷反应堆布雷顿循环系统的安全特性分析提供理论基础。
- 廖浩仰明杨陈宝文赵富龙秦傲翔高璞珍田瑞峰谭思超
- 关键词：事故分析程序仿真
- 下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法
- 本发明公开了下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法，包括：确定熔融池初始状态的关键参数的概率密度分布并进行抽样得到参数值组合；基于置换分层法，进行熔融池结构分层判断；基于U‑Zr‑O‑Fe相图混溶隙范围分层法...
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- 一种下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法
- 本发明公开了一种下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法：确定熔融池初始状态参数及关键参数的概率密度分布；选择下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法；选择下封头熔融池分层结构和下封头几何结构；选择下封头熔融池水层气隙传热模型；...
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- 用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法
- 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船...
- 向清安邓坚刘兆东高颖贤卢庆邓纯锐邱志方刘余武小莉张鹤王玮蔡容陈宝文
- 自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究被引量：2
- 2021年
- 以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。
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- 关键词：蒸汽发生器自然循环
- 一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统
- 本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统，本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式；通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射...
- 邱志方邓坚张航党高健曾未李喆丁书华邓纯锐陈伟蒋孝蔚张丹陈宏霞喻娜陈宝文张舒
- 基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析被引量：2
- 2021年
- 铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。
- 陈宝文邓坚凌煜凡胡宝珑王天石朱恩平王婷
- 核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统
- 本发明公开了核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，在核反应堆严重事故状态下，通过低压安注水箱注水系统和非能动注水冷却系统，带出堆芯衰变热，实现全部或大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板保持较低温度，能够支撑燃料...
- 向清安关仲华邓坚陈宝文邹志强刘丽莉张航侯丽强
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