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贾宝山

作品数:46 被引量:146H指数:6
供职机构:清华大学工程物理系更多>>
发文基金:国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术动力工程及工程热物理交通运输工程理学更多>>

文献类型

  • 39篇期刊文章
  • 4篇会议论文
  • 1篇专利

领域

  • 36篇核科学技术
  • 3篇动力工程及工...
  • 2篇自动化与计算...
  • 2篇交通运输工程
  • 2篇理学
  • 1篇电气工程

主题

  • 12篇非能动
  • 7篇水堆
  • 6篇压水堆
  • 6篇余热排出
  • 6篇慢化
  • 6篇慢化剂
  • 5篇余热排出系统
  • 5篇自然循环
  • 5篇反应堆
  • 5篇安全壳
  • 5篇TACR
  • 4篇海洋条件
  • 4篇核反应
  • 4篇核反应堆
  • 4篇非能动安全
  • 4篇非能动安全壳...
  • 3篇堆芯
  • 3篇多孔介质
  • 3篇温度场
  • 3篇流场

机构

  • 44篇清华大学
  • 5篇中国核动力研...
  • 3篇中国原子能科...
  • 1篇中国人民解放...
  • 1篇中科华核电技...

作者

  • 44篇贾宝山
  • 12篇俞冀阳
  • 7篇杨珏
  • 5篇刘余
  • 5篇张虹
  • 4篇廉海波
  • 4篇徐良旺
  • 3篇陈严
  • 3篇赵兆颐
  • 3篇赵守智
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  • 3篇解家春
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  • 2篇周文俊
  • 1篇胡大璞
  • 1篇林继铭
  • 1篇瞿小龙
  • 1篇冯元琨
  • 1篇孙征
  • 1篇张渝

传媒

  • 24篇核动力工程
  • 5篇核科学与工程
  • 4篇原子能科学技...
  • 2篇全国反应堆热...
  • 1篇清华大学学报...
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  • 1篇沈阳工业大学...
  • 1篇实验技术与管...
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  • 1篇中国核学会第...

年份

  • 1篇2012
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  • 7篇2010
  • 1篇2009
  • 1篇2008
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  • 4篇2006
  • 3篇2005
  • 2篇2004
  • 7篇2003
  • 4篇2002
  • 3篇1999
  • 1篇1998
  • 1篇1996
  • 1篇1994
  • 1篇1993
  • 1篇1991
  • 2篇1989
46 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析被引量:3
2002年
利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC-3D,对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析。该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽、不可凝干空气、连续相水和非连续相水,对气相引入e-k湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC-3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响,能够较精细描述在发生核电厂设计基准事故情况下出现的与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象。本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明,AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。
俞冀阳李坤贾宝山
关键词:AC600非能动
先进CANDU型反应堆慢化剂流场和温度场的数值研究
2003年
应用数值方法对先进CANDU型反应堆(ACR、TANES等)慢化剂冷却系统的3个慢化剂回路方案的流场和温度场进行了数值模拟。通过分析和比较得出方案B的性能是最优的。通过计算结果和实验结果的比较,验证了所采用的数值方法是可靠的。
卢向晖贾宝山
关键词:CANDU慢化剂温度场流场
先进钍基核能系统非能动慢化剂余热排出系统概念设计被引量:1
2003年
简述了CANDU9、AP600和PIUS等核能系统余热排出系统的特点,并对它们的优缺点进行了综合评价。在此基础上提出了先进钍基核能系统(TANES)非能动慢化剂余热排出(PMRHR)系统的概念设计方案。对所提设计方案的性能特点进行了分析,并对完成设计的关键问题进行了阐述。
卢向晖贾宝山周文俊
关键词:余热排出非能动概念设计
COBRA-IV与CFX程序耦合研究被引量:4
2010年
通过研究子通道程序(COBRA-IV)和计算流体力学程序(CFX)内部结构,开发了相应的耦合接口,并编写外部控制程序实现了两者的耦合。对5×5棒束组件流动问题的耦合计算结果表明,COBRA-IV/CFX耦合程序是正确的。
刘余张虹贾宝山
核反应堆非能动余热排出系统分析被引量:4
2004年
本文提出了一种适用于船用核动力装置的非能动余热排出系统的方案设计。该系统利用三个回路的自然循环,把余热排到最终热阱。利用RETRAN02程序,结合陆奥堆的参数,对该系统余热排出能力进行了计算,并分析了影响余热排出能力的几个关键因素。
俞冀阳俞尔俊贾宝山
关键词:非能动余热排出系统核反应堆自然循环
PCCSAC-3D对AP600大破口失水事故下安全壳的三维分析
结合AP600的工程实际,用PCCSAC-3D程序对冷段双断裂大破口失水事故(DECLG) 下安全壳的热工水力行为进行了分析,分析得到的峰值压力和峰值温度均低于AP600设计限 值,与由中国核动力研究设计院提供的美国西屋...
贾宝山俞冀阳
关键词:LOCA非能动安全壳
用于稠油热采的双区压水堆
一种用于稠油热采具有铀氢锆点燃区的双区压水堆,其特征是具有含浓缩铀的铀氢锆细棒元件的点燃区和天然二氧化铀棒状元件的再生区的双区稠密水栅堆芯。本发明具有固有安全性,体积小,重量轻,热功率大。在稠油热采时,安置在地面下,既经...
张育曼冯元琨贾宝山杨启述厉日竹施永长蒋国兵崔震华
文献传递
AC600非能动安全壳冷却系统三维分析的理论模型
了用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统性能三维分析的九方程模型,在 此基础上开发了三维热工水力分析程序PCCSAC-3D。刀方程模型把钢安全壳内部的工质分为 水蒸气、不可凝干空气、连续相水和非连续相水,对主流相气...
俞冀阳贾宝山
关键词:AC600非能动安全壳
PWR再淹没骤冷前沿温度场分析程序
1991年
为满足压水堆大破口LOCA分析的需要,在移植和开发TRAC-PF1程序中,应用了一种新颖的进行再淹没骤冷前沿处燃料元件温度场分析的方法。本文对这种方法及与之相关的燃料元件热传导数值模型、锆水反应和气隙传热计算进行了简要的描述。
贾宝山陈严赵兆颐王利峰
关键词:压水堆失水事故温度场
带螺旋缠绕管的双面加热管套管直流蒸汽发生器稳态换热研究被引量:1
2006年
介绍了一种新型的内管为螺旋管的管套管式双面加热直流蒸汽发生器。为编写稳态换热分析程序建立了一种固定二次侧焓值边界计算模型。该模型依据二次侧流体相的变化,将蒸汽发生器划分为三个分区:单相液区、两相区和单相汽区。程序的计算结果与文献中实验结果吻合较好,并从计算结果分析得出了该蒸汽发生器的一些结构参数对换热效果的影响规律。
余建辉贾宝山
关键词:螺旋管直流蒸汽发生器
共5页<12345>
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