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赵禹

作品数:39 被引量:6H指数:1
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
相关领域:电气工程核科学技术机械工程文化科学更多>>

文献类型

  • 26篇专利
  • 13篇期刊文章

领域

  • 9篇电气工程
  • 5篇核科学技术
  • 1篇机械工程
  • 1篇自动化与计算...
  • 1篇文化科学

主题

  • 23篇反应堆
  • 15篇冷却剂
  • 12篇反应堆冷却剂
  • 11篇冷却剂系统
  • 11篇核电
  • 11篇反应堆冷却剂...
  • 9篇核电厂
  • 7篇电厂
  • 7篇反应堆压力容...
  • 6篇压水堆
  • 6篇水堆
  • 6篇停堆
  • 5篇堆芯
  • 5篇蒸汽
  • 5篇停堆系统
  • 5篇非能动
  • 5篇安全壳
  • 4篇蒸汽发生器
  • 4篇蒸汽管
  • 4篇蒸汽管道

机构

  • 39篇中国核动力研...

作者

  • 39篇赵禹
  • 26篇任云
  • 19篇曾畅
  • 16篇余小权
  • 15篇赖建永
  • 9篇王保平
  • 9篇张玉龙
  • 9篇于德勇
  • 8篇黄学孔
  • 8篇蔡志云
  • 7篇张晓玉
  • 6篇李海颖
  • 6篇隋海明
  • 6篇钟发杰
  • 6篇沈云海
  • 4篇刘向红
  • 4篇苏荣福
  • 3篇王岩
  • 3篇崔怀明
  • 3篇刘昌文

传媒

  • 5篇科技视界
  • 3篇中国核电
  • 1篇核动力工程
  • 1篇同位素
  • 1篇清洗世界
  • 1篇核安全
  • 1篇自动化应用

年份

  • 2篇2024
  • 1篇2023
  • 2篇2022
  • 5篇2021
  • 4篇2020
  • 4篇2019
  • 3篇2018
  • 4篇2017
  • 11篇2016
  • 2篇2015
  • 1篇2014
39 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
一种用于小型钢制安全壳的消氢系统
本实用新型公开了一种用于小型钢制安全壳的消氢系统。所述消氢系统,包括设置于安全壳外部且与安全壳内部相连通的若干气体循环管,任一气体循环管上设有氢气复合器以及抽气风机,所述抽气风机设于所述氢气复合器的下游。本实用新型所述的...
余小权赵禹刘聪赖建永于德勇张玉龙任云
文献传递
一种全压设计的主蒸汽系统
一种全压设计的主蒸汽系统,蒸汽发生器1、蒸汽发生器传热管2、主蒸汽隔离阀3、超级管道4、汽轮机5、蒸汽管道6,其中蒸汽发生器1位于安全壳内,主蒸汽隔离阀3、汽轮机5位于安全壳外,蒸汽发生器传热管2位于蒸汽发生器1之中,而...
曾畅赵禹黄学孔任云钟发杰
文献传递
基于CFD计算的核电厂半管水位运行工况余排接管入口涡流吸气效应研究被引量:1
2016年
核电厂半管水位运行工况期间,余热排出系统与主管道连接的管道入口可能发生涡流吸气现象导致气体进入余排管道,影响余排泵的效率甚至造成余排泵气蚀损坏,进而导致余热导出能力失效。本文基于成熟的核电厂余排管道入口结构设计,采用CFD的方法对不同形式的余排管道入口流动情况进行模拟仿真计算分析,并对半管水位、余排流量等关键参数进行了对比分析,一定程度上为余排接管入口防涡流吸气的设计提供了理论指导。
沈云海赵禹张玉龙赖建永王保平
关键词:核电厂模拟仿真
一种全压设计的主蒸汽系统
一种全压设计的主蒸汽系统,蒸汽发生器1、蒸汽发生器传热管2、主蒸汽隔离阀3、超级管道4、汽轮机5、蒸汽管道6,其中蒸汽发生器1位于安全壳内,主蒸汽隔离阀3、汽轮机5位于安全壳外,蒸汽发生器传热管2位于蒸汽发生器1之中,而...
曾畅赵禹黄学孔任云钟发杰
文献传递
一种抑压及安全注射系统
本发明公开了一种抑压及安全注射系统,所述系统包括:安全壳,所述安全壳内设有:抑压水池、堆芯补水箱、安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器;其中,所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量,并且所述抑...
余小权曾畅蔡志云黄学孔赵禹任云
文献传递
稳压器安全阀在核电厂严重事故中的有效性分析
2021年
我国在役的M310型核电机组采用稳压器安全阀(SRV/PORV)的卸压功能延伸来完成严重事故下的卸压,避免高压堆芯熔融物喷射。由于SRV/PORV的结构特性,先导箱、电磁驱动装置在严重事故工况下的存在失效风险,且现场可靠电源的时效性不可控。文章基于上述技术障碍,对稳压器安全阀在严重事故下的有效性进行了分析,结果表明,采用国际上新型电磁驱动装置进行技术改进,可提高现有M310型核电机组应对严重事故的可用性及有效性,从而提高核电站应对严重事故的能力。
赖建永王保平韩冰赵禹曾涛
关键词:严重事故
一种全压设计的主蒸汽系统
一种全压设计的主蒸汽系统,蒸汽发生器1、蒸汽发生器传热管2、主蒸汽隔离阀3、超级管道4、汽轮机5、蒸汽管道6,其中蒸汽发生器1位于安全壳内,主蒸汽隔离阀3、汽轮机5位于安全壳外,蒸汽发生器传热管2位于蒸汽发生器1之中,而...
曾畅赵禹黄学孔任云钟发杰
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华龙一号主管道60年寿命设计技术研究
2021年
核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述了华龙一号主管道设计60年寿命的可行性、设计技术等,为主管道设计制造技术的提升、经济性的提高具有借鉴意义。
刘向红陶舒畅黄均麟蔡志云赵禹
关键词:主管道设计技术
两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析被引量:1
2018年
利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。
曾畅赵禹叶竹任云
关键词:仿真
一种核电厂快速安全停堆系统
本发明属于小型压水堆核电厂事故应对技术领域,具体涉及一种核电厂快速安全停堆系统。包括两个相同的系列,每个系列包括一台输送泵,一台贮存箱、一台安全阀;输送泵的吸入口与贮存箱的底部连接,安全阀入口与输送泵的出口连接,安全阀出...
余小权曾畅于德勇赵禹隋海明任云张晓玉
文献传递
共4页<1234>
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