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丁书华

作品数:112 被引量:17H指数:2
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:国家自然科学基金中国人民解放军总装备部预研基金四川省科技计划项目更多>>
相关领域:核科学技术电气工程文化科学自动化与计算机技术更多>>

文献类型

  • 88篇专利
  • 21篇期刊文章
  • 3篇会议论文

领域

  • 22篇核科学技术
  • 16篇电气工程
  • 4篇自动化与计算...
  • 4篇文化科学
  • 3篇机械工程
  • 2篇动力工程及工...
  • 1篇经济管理
  • 1篇建筑科学

主题

  • 35篇反应堆
  • 31篇核电厂
  • 25篇核电
  • 20篇电厂
  • 20篇压水堆
  • 20篇水堆
  • 16篇失水事故
  • 14篇堆芯
  • 14篇非能动
  • 13篇压水堆核电厂
  • 13篇冷却剂
  • 11篇热管
  • 10篇压力容器
  • 10篇蒸汽发生器
  • 10篇热工
  • 10篇换热
  • 10篇分析方法
  • 9篇失水
  • 8篇水力
  • 8篇停运

机构

  • 112篇中国核动力研...
  • 4篇华中科技大学
  • 4篇重庆大学
  • 3篇西安交通大学
  • 2篇核动力运行研...
  • 1篇成都理工大学
  • 1篇上海交通大学
  • 1篇中国科学技术...

作者

  • 112篇丁书华
  • 57篇邓坚
  • 52篇钱立波
  • 50篇陈伟
  • 49篇吴丹
  • 43篇冷贵君
  • 41篇李仲春
  • 39篇申亚欧
  • 37篇刘余
  • 35篇吴清
  • 32篇刘昌文
  • 29篇党高健
  • 26篇冉旭
  • 24篇邱志方
  • 23篇何晓强
  • 16篇余红星
  • 15篇张渝
  • 15篇李喆
  • 15篇喻娜
  • 14篇高颖贤

传媒

  • 17篇核动力工程
  • 2篇原子能科学技...
  • 1篇自动化仪表
  • 1篇核科学与工程

年份

  • 7篇2024
  • 15篇2023
  • 38篇2022
  • 13篇2021
  • 16篇2020
  • 6篇2019
  • 1篇2018
  • 5篇2017
  • 2篇2016
  • 5篇2015
  • 3篇2014
  • 1篇2013
112 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质
本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质,该方法包括:获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号;根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号,判断是否发生安全壳外失水事故;当所述一回路压力信号为...
邹志强张明刘丽莉吴丹丁书华冉旭吴清武铃珺冷贵君刘昌文高颖贤陈伟钱立波党高健王小吉张航彭欢欢向清安武小莉
一种改进型安注箱
本发明公开了一种改进型安注箱,包括壳体,所述壳体顶部设置有进气管,所述壳体内设置有立管,所述立管顶端为开口端,所述立管的底端为封闭端,立管的封闭端上设置有排液管,所述排液管连通立管内部和壳体外部,所述立管的侧壁上从上至下...
党高健蒋孝蔚黄代顺冉旭丁书华高颖贤李喆何晓强袁红胜钟明君张渝卢川
文献传递
基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究被引量:1
2022年
研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现“核峰型”分布,而界面面积浓度并没有表现出随流速的单调关系。进一步开发了泡状流和弹状流的相间曳力模型,考虑了液相表观流速与管径对气泡尺寸分布的影响,建立了临界韦伯数与不同液相流速的关系。计算得到的空泡份额和界面面积浓度与实验数据整体符合较好,验证了模型的可靠性,为两相流相间阻力特性研究提供参考意义。
张卢腾黄涛张牧昊祝文何清澈许汪涛孙皖马在勇丁书华李仲春潘良明
关键词:两相流竖直圆管空泡份额
浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法
本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法,壳体内设置有堆舱,堆舱内设置有压力容器,压力容器内设置有堆芯和稳压器,压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道;还设置有降压水箱,隔板将降压水箱分为喷洒区和...
邓坚丁书华向清安张渝余红星
文献传递
一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置
本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置,该方法包括:S1:获取核电厂事故规程的基准整定值信息;S2:确定事故规程整定值的不确定性,根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性,采用事故规程整定值方法,计算得...
喻娜冉旭吴清刘昌文冷贵君李峰丁书华鲜麟钱立波陈伟张晓华吴丹陈宏霞杨帆朱加良何鹏周科吴鹏初晓
文献传递
一种热管反应堆系统及其能量转换方式
本发明属于核反应堆技术领域,具体涉及一种热管反应堆系统及其能量转换方式,包括:反应堆基体111、热管组3、保温层4、电磁泵5、换热器108、回热器110、压缩机111、系统空气入口端113、透平109和系统能量输出端11...
柴晓明马誉高余红星杨洪润何晓强邓坚苏东川张卓华丁书华冉旭邱志方刘余李松蔚王金雨曾畅张宏亮李文杰
一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统
本发明公开了一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统,该方法包括:S1:采用不同层级的工况选取方法,获取事故规程定量化评价的工况谱;S2:根据获取的事故规程定量化评价的工况谱,构建两维度定量化评价体系模型,包括基于初因事件...
喻娜冉旭吴清刘昌文冷贵君李峰丁书华鲜麟陈伟陈宏霞吴丹钱立波杨帆周科吴鹏初晓蔡容张舒习蒙蒙陆雅哲程坤杨韵佳
文献传递
压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究被引量:5
2021年
大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。
曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军
关键词:RELAP5
反应堆非能动堆芯熔融物余热排出系统及运行方法
本发明公开了反应堆非能动堆芯熔融物余热排出系统,其特征在于:包括贴附在压力容器下封头上的压力容器下封头余热换热器、设置在冷却环境中的辐射换热器,压力容器下封头余热换热器通过工质回流管道与辐射换热器内部连通,压力容器下封头...
丁书华邓坚何晓强张渝余红星钱立波
文献传递
再淹没临界后换热分析方法及装置
本公开属于核电维修技术领域,具体涉及一种再淹没临界后换热分析方法及装置。本公开的方法将骤冷前沿附近的发泡区域从临界后换热区域中剔除出来,避免了发泡区域复杂换热机理,对骤冷前沿下游其他区域换热分析的干扰,有利于更加合理的分...
吴丹邓坚丁书华冷贵君李庆刘余刘丽莉黄涛辛素芳袁红胜
文献传递
共12页<12345678910>
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