倪陈宵
- 作品数：8 被引量：19H指数：2
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术更多>>
- 大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统
- 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安...
- 郑明光叶成顾国兴陈煜凌云丁振坤王喆王国栋张迪倪陈宵宋春景潘新新
- 文献传递
- AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析被引量：13
- 2013年
- 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。
- 叶成郑明光王勇王勇王国栋张迪倪陈宵
- 基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究
- 2016年
- 针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。
- 王国栋汤微建王喆张经瑜张迪倪陈宵韦胜杰王章立扈本学
- 关键词：传热传质
- 聚变反应堆超临界水冷包层内对流换热及应力分析研究
- 能源问题是当今人类社会面临的重要问题之一，目前主要使用的化石能源热值低、资源匮乏并且对环境造成很大的污染，不适合长期使用。核能是新能源家族中的重要成员，包括裂变能和聚变能两种主要形式。裂变能是重金属元素的原子通过裂变所释...
- 倪陈宵
- 关键词：聚变反应堆对流换热应力分析
- 大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统
- 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安...
- 郑明光叶成顾国兴陈煜凌云丁振坤王喆王国栋张迪倪陈宵宋春景潘新新
- 文献传递
- 核电厂失水事故后长期冷却一体化分析软件开发
- 2017年
- 核电厂安全系统的一项重要设计功能就是在失水事故下为反应堆堆芯提供足够的冷却。在核电厂设计过程中,需要通过安全分析来论证安全系统能够在失水事故下为堆芯提供足够的冷却,过程中涉及大量的接口参数传递和数据处理。传统的分析流程受到设计工具、设计进度的影响,分析效率较低,并且不利于核电厂的安全性。通过本文的研究,开发了核电厂失水事故后长期冷却一体化分析工具,依靠软件工程规范和固化了分析流程,实现了结果的可重复性,大大提高了分析效率,实现了真正的迭代计算,并且释放了传统分析中的保守性,提高了核电厂在事故下的安全性。
- 倪陈宵汤微建王章立路璐蔡孝玉
- 关键词：事故分析程序开发
- DEMO水冷包层第一壁结构优化设计研究被引量：1
- 2011年
- 针对聚变示范堆(DEMO)水冷包层,通过计算流体力学程序CFX和计算结构力学程序ANSYSWorkbench中的SIMULATION模块进行单向流固耦合分析。在对现有设计的DEMO水冷包层第一壁温度和应力数值模拟分析的基础上,改变了第一壁流道结构,着重研究了不同流道结构下的温度和应力分布,分析了几何结构对最高温度和最大应力的影响,提出第一壁结构的优化设计方案。数值模拟结果表明,优化设计方案能有效降低第一壁结构中的最高温度和最大应力。
- 倪陈宵胡珀程旭
- 关键词：第一壁优化设计
- 基于抽样的不确定性及敏感性分析的方法在核电厂水膜蒸发试验误差分析中的应用被引量：3
- 2016年
- 与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。
- 扈本学王喆王国栋王章立倪陈宵张今朝杨萍
