武小莉
- 作品数：40 被引量：11H指数：2
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程机械工程动力工程及工程热物理更多>>
- 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
- 一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统
- 本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱，其中，每个余热排出子系统包括：由换热水箱和热交换器组成的换热装置，由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形...
- 向清安邓坚卢庆江光明高颖贤刘兆东邓纯锐邱志方刘余张明武小莉陈宝文党高健
- 文献传递
- 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
- 核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置
- 本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置，该方法包括：根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点；基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图，判断熔融物是否分层；若熔融物...
- 刘丽莉张明邓坚余红星刘余邓纯锐陈亮何晓强丁书华张吉斌邹志强张航武铃珺彭欢欢王小吉卢川杨洪润向清安武小莉许幼幼杜政瑀
- 一种三代改进型核电站严重事故下的卸压系统、卸压方法
- 本发明公开了一种三代改进型核电站严重事故下的卸压系统、卸压方法；卸压系统包括保护壳；保护罩，位于保护壳内且内部填充有惰性气体或氮气；爆炸装置，设于保护罩的内部；触发机构，连接爆炸装置，用以在卸压系统启动时触发爆炸装置发生...
- 武铃珺邓坚邓纯锐王小吉张渝刘昌文陈伟武小莉刘丽莉许幼幼
- 一体化严重事故程序与系统程序耦合研究被引量：2
- 2018年
- 为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例Marviken CFT 24验证了这2种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。
- 武小莉李伟邓坚邓纯锐张明郭超袁红胜
- 关键词：RELAP5
- 一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
- 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层...
- 邓坚丁书华黄涛吴丹刘余向清安朱大欢张明张航武小莉邹志强王小吉彭欢欢
- 文献传递
- 乏燃料水池严重事故管理导则验证与确认
- 2024年
- 首先介绍了典型压水堆乏燃料水池的严重事故管理导则,并为了使理论分析工具更贴近实际,基于SAAT-SFP程序分析导则中的关键措施,对其进行了验证与确认(V&V)。发挥SAAT-SFP程序在乏燃料水池安全分析中的作用,进一步拓展SAAT-SFP程序的实际应用,对于发展和完善乏燃料水池的严重事故导则也具有重要的参考价值。
- 武小莉郑志锋向清安孙洪平陈冲
- 关键词：乏燃料水池
- 一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统
- 本发明涉及核冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，所采用的技术方案是：包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统，所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱；所述非能动...
- 陈宝文向清安邓坚卢庆高颖贤刘兆东刘余邓纯锐邱志方武小莉蔡容王玮
- 压水堆乏燃料水池冷却丧失事故分析
- 2024年
- 基于开发的SAAT-SFP程序对大亚湾核电站乏燃料水池假想冷却丧失事故进行分析,计算得到不同初始水位下较为全面的严重事故进程,包括乏燃料组件裸露和过热、包壳氧化和氢气产生、裂变产物释放、乏燃料组件坍塌和熔融物-混凝土反应(MCCI)等。同时,讨论了恢复冷却系统作为重要的事故缓解措施对事故进程的缓解作用。
- 武小莉郑志锋陆祺武铃珺罗跃建
- 关键词：乏燃料水池
