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李仲春

作品数：70 被引量：27H指数：4
供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
发文基金：国家自然科学基金中央高校基本科研业务费专项资金中国博士后科学基金更多>>
相关领域：核科学技术文化科学电气工程自动化与计算机技术更多>>

合作作者

文献类型

  • 49篇专利
  • 18篇期刊文章
  • 3篇会议论文

领域

  • 19篇核科学技术
  • 7篇文化科学
  • 6篇电气工程
  • 4篇自动化与计算...
  • 2篇动力工程及工...
  • 1篇机械工程
  • 1篇建筑科学
  • 1篇理学

主题

  • 19篇反应堆
  • 12篇热工
  • 12篇核电厂
  • 9篇堆芯
  • 8篇压水堆
  • 8篇水堆
  • 8篇核电
  • 7篇冷却剂
  • 6篇电厂
  • 6篇压水堆核电厂
  • 6篇蒸汽发生器
  • 6篇失水
  • 6篇失水事故
  • 6篇停运
  • 6篇燃料组件
  • 6篇终端
  • 6篇包壳
  • 5篇水力
  • 5篇破口
  • 5篇过冷

机构

  • 70篇中国核动力研...
  • 4篇上海交通大学
  • 2篇哈尔滨工程大...
  • 2篇重庆大学
  • 1篇成都理工大学
  • 1篇华中科技大学
  • 1篇清华大学
  • 1篇中国科学技术...
  • 1篇华北电力大学
  • 1篇核动力运行研...
  • 1篇上海市核电办...
  • 1篇深圳技术大学

作者

  • 70篇李仲春
  • 41篇丁书华
  • 36篇钱立波
  • 34篇邓坚
  • 32篇吴丹
  • 31篇申亚欧
  • 29篇陈伟
  • 24篇刘余
  • 20篇冷贵君
  • 18篇党高健
  • 15篇吴清
  • 14篇李庆
  • 14篇邱志方
  • 14篇刘昌文
  • 10篇杜思佳
  • 9篇张渝
  • 9篇黄代顺
  • 9篇何晓强
  • 8篇高颖贤
  • 8篇冉旭

传媒

  • 9篇核动力工程
  • 3篇原子能科学技...
  • 3篇核科学与工程
  • 1篇核技术
  • 1篇哈尔滨工程大...
  • 1篇火箭推进
  • 1篇第十四届全国...
  • 1篇第十五届全国...

年份

  • 2篇2024
  • 15篇2023
  • 27篇2022
  • 10篇2021
  • 4篇2020
  • 5篇2019
  • 1篇2018
  • 2篇2017
  • 1篇2016
  • 2篇2015
  • 1篇2014
共 70 条 记 录，以下是 1-10
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排序方式：
一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统
本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发...
钱立波丁书华吴清冷贵君刘昌文高颖贤李仲春蒋孝蔚何晓强陈伟吴丹党高健冉旭喻娜申亚欧黄涛杜思佳
文献传递
一种事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法
本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法。它包括如下步骤，第一步：发生了导致所有辅助给水泵启动的事故；第二步：停运辅助给水泵；第三步：判断是否需要再启动辅...
陈伟丁书华李喆蒋孝蔚何晓强关仲华张晓华李仲春吴清黄代顺张渝冷贵君刘昌文
文献传递
二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法
本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法，涉及核电技术领域，解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低，未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域，还包括在再淹没过程...
吴丹丁书华邓坚冷贵君李庆邓纯锐刘余申亚欧李仲春陈伟黄涛马海福
文献传递
核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法和装置及系统
本发明公开了核核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法，包括以下步骤:S1、判定是否有停堆工况下主泵停运信号、判定是否有热管段低水位保护信号，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵停运安注信号；S2、反应堆一回路...
申亚欧丁书华吴清邓坚冷贵君刘昌文陈伟钱立波吴丹李仲春黄涛党高健马海福鲍辉沈丹红
文献传递
一种热管堆堆芯结构及其组装方法
本发明公开了一种热管堆堆芯结构及其组装方法，包括压力容器，还包括若干热管、若干燃料棒和若干BeO棒；所述热管、燃料棒和BeO棒的横截面均为尺寸相同的圆形结构；若干所述热管、燃料棒和BeO棒均依次相切紧密排列于压力容器堆芯...
邓坚丁书华柴晓明张卓华余红星向清安李仲春武小莉
低压低流速条件下的过冷沸腾换热特性被引量：1
2018年
为探究低压低流速条件下的过冷沸腾换热特性,开展本实验研究。通过分析实验中采集的热工参数和可视化图像,探究了沸腾滞后现象、沸腾失稳现象以及沸腾换热特性。实验发现沸腾起始点壁面过热度较高,而沸腾的发生大幅提高了换热系数,因此出现了显著的沸腾滞后现象。实验中较为光滑的加热面可达到较高的过热度,而低压下快速产生的气泡尺寸较大,在较低的热流密度下气液界面发生剧烈变化,使气泡破裂为多个小气泡并成为核化点。在过冷沸腾换热系数的预测中,Dittus-Boelter对流换热关系式不再适用,采用Hallman关系式和Gnielinski关系式计算对流换热系数,并引入壁面过热度对池式沸腾换热系数进行修正,可使过冷沸腾换热系数的预测精度大幅提高。
袁红胜谭思超李仲春黄涛王啸宇武小莉高颖贤
关键词：过冷沸腾沸腾换热
先进核能技术发展及展望被引量：4
2023年
“碳达峰、碳中和”目标的提出对我国未来能源体系发展具有深远影响。核能作为稳定的清洁能源,对于“碳达峰、碳中和”目标实现能够发挥更大作用,在发电、供热、制氢等领域均有着巨大的应用前景和需求。经过60余年发展,核能建立了完善的产业链,研发形成了“华龙一号”等具有完全自主知识产权的第三代大型商业压水堆核电技术品牌,研发了具有国际先进水平的多用途模块式小型堆“玲龙一号”,积极探索了钠冷快堆、超高温气冷堆、熔盐堆等第四代先进核能技术,持续开展聚变核能利用。同时我国核能发展也面临一些挑战,先进核能技术亟需突破。本文提出了先进核能技术的发展思路和路径,从在役核电厂智能化运行管理、三代核电批量化部署、固有安全快堆技术研发、积极研发满足高效制氢需求的超高温气冷堆、积极探索能够满足工业供热和平台供电的模块式小型堆技术、国内国际合作发展先进核能关键技术等6个方面进行了展望,为我国先进核能技术的发展给出了具体的研究目标与方向。
王丛林柴晓明杨博李仲春
一种适用于棒束通道的相间阻力分析方法及装置
本发明公开了一种适用于棒束通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据棒束通道，对棒束通道的流型进行判断，获取流型判断结果；根据流型判断结果，针对不同流型采用不同的相间阻力模型进行相间阻力的计算；流型判断结果包括泡状流、帽状...
邓坚黄涛丁书华吴丹刘余李仲春彭诗念杨洪润冉旭钱立波卢川杜鹏鲍辉沈丹红
针对阀下游排放管的载荷分析方法
本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析方法，为了计算获得排放载荷，需要首先进行初始和边界条件设定、然后进行热工水力分析、最后将热工水力分析结果通过高效便捷的方法转换为载荷。其中，比较关键的技术点在于：热工水力分析过程中关...
吴丹丁书华吴清冷贵君刘昌文杜思佳李喆高颖贤王新军王杰申亚欧何晓强陈伟辛素芳李仲春黄涛王静卉钱立波钟明君袁红胜
文献传递
基于统一耦合框架的系统程序封装开发与验证
2022年
反应堆系统的状态与堆芯物理、流体、结构、控制和外部条件紧密联系。为了能够充分考虑反应堆多尺度多物理耦合特性,需要建立起系统级耦合分析软件,用于评估反应堆系统在稳态、瞬态和事故工况下的行为特性。统一耦合接口理念ICoCo(Interface for Code Coupling)具有规范化和可复用的优势,基于ICoCo对系统程序Relap5mod3.2进行了程序封装,并采用supervisor流程控制方案进行调度,开展回归测试,验证了封装前后计算结果一致。并在此基础上开发接管、控制体、泵和阀门等重要部件相关数据的输入输出ICoCo接口,一方面开展两个Relap5程序的并发耦合工作,验证耦合接口正确性;另一方面通过将控制模块外移,在supervisor中实现对Relap5的控制,从而允许未来更先进的控制及其优化算法应用到反应堆控制安全系统的设计、分析与优化中。
汤俊杰罗晓李仲春张喜林沈丹红陈红丽
关键词：系统程序
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