黄代顺
- 作品数：71 被引量：31H指数：4
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金四川省自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程机械工程自动化与计算机技术更多>>
- 一种乏燃料水池严重事故处理方法
- 本发明公开了一种乏燃料水池严重事故处理方法包括：步骤1：获得乏燃料水池水位信息，判断乏燃料水池事故等级；步骤2：在乏燃料水池运行控制单元设置数据接口，通过数据接口修改乏燃料水池的运行规程；监控中心对乏燃料水池运行进行监控...
- 孔翔程黄代顺陈宝文武铃珺张航张明彭欢欢
- 文献传递
- 一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置
- 本发明堆芯测量技术，具体涉及一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置。搭接测量装置，包括截面为套筒、固定于套筒内的电加热棒，以及通气管，电加热棒外壁上设有热电偶，套管内填充不透明流体；利用热电偶4测量对应位置的...
- 郭超严明宇申亚欧邓坚黄代顺王啸宇隋海明孙伟李仲春
- 文献传递
- 一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法
- 本发明公开了一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；压力容器下封头与保温层之间形成保温层流道；第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自...
- 张明黄代顺崔怀明卢毅力张渝刘丽莉邓坚曹锐邹志强陈亮许幼幼杜政瑀马海福彭欢欢王小吉张航武铃珺武小莉
- 一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置
- 本申请属于反应堆专设安全系统设计技术领域，具体涉及一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置；该方法，包括：制定初步设计，为后续细化的配置选型建立基础；针对需配置选型的专设安全系统，选择一组初始基准事件清单；PSA...
- 钟明君朱大欢黄代顺卢毅力崔怀明张渝蒋孝蔚张丹程瑞琪
- 一种铅铋堆压力容器非能动余热排出系统
- 本发明属于安全系统设计技术领域，设计了一种铅铋堆压力容器非能动余热排出系统。本发明包括一回路冷却系统、主容器冷却系统和空气冷却系统，其中一回路冷却系统位于主容器冷却系统内部，将热量传递给主容器冷却系统；主容器冷却系统的外...
- 郭超邓坚严明宇黄代顺孙伟隋海明王啸宇陈仕龙李沛颖
- 文献传递
- 一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性评价方法
- 本发明属于核反应堆安全评价技术领域，具体公开一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性的评价方法：利用严重事故系统计算得到热工失效评价输入参数；利用熔融池分层模型、熔融物的成分和质量，确定熔融池的结构；针对熔融池结构计算熔融池内...
- 刘丽莉黄代顺张明崔怀明卢毅力张渝邓坚曹锐邹志强陈亮杜娟郑斌余晓菲许幼幼杜政瑀马海福彭欢欢王小吉张航武铃珺武小莉
- “华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进被引量：5
- 2021年
- 本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从“华龙一号”首堆示范工程的3050 MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得“华龙一号”漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了“华龙一号”的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为“华龙一号”持续优化提供参考建议。
- 崔怀明王明利王亚曦周金满黄代顺杨敏
- 关键词：反应堆
- 一种可均匀下降段周向流量分布的压水堆
- 本方案公开了一种可均匀下降段周向流量分布的压水堆，包括压力容器，还包括设置在压力容器内的吊篮组件，所述吊篮组件与压力容器之间围成下降段，所述下降段作为一回路冷却剂流至压力容器底部的流道，所述压力容器上还连接有用于引入所述...
- 刘卢果刘余杜思佳邓坚李松蔚黄代顺沈才芬李喆邱志方黄慧剑张勇周铃岚陈曦王啸宇辛素芳刘伟王玮李浩李燕
- 文献传递
- 船用承压安全壳超压保护装置及其应用
- 本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁...
- 张丹冉旭黄代顺彭诗念卢川刘余周科李峰杨帆鲜麟陆雅哲习蒙蒙张卓华蒋孝蔚何晓强
- 主泵参数变化对失水事故后果影响分析被引量：1
- 2015年
- 基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。
- 党高健黄代顺高颖贤何晓强
- 关键词：失水事故
