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吴鹏

作品数:49 被引量:11H指数:2
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自动化与计算机技术文化科学更多>>

文献类型

  • 38篇专利
  • 11篇期刊文章

领域

  • 12篇电气工程
  • 7篇核科学技术
  • 4篇自动化与计算...
  • 2篇机械工程
  • 2篇文化科学

主题

  • 25篇核电厂
  • 24篇核电
  • 20篇电厂
  • 15篇余热排出
  • 13篇反应堆
  • 11篇压水堆
  • 11篇水堆
  • 10篇余热排出系统
  • 10篇非能动
  • 9篇压水堆核电厂
  • 9篇自然循环
  • 8篇非能动余热排...
  • 6篇压力容器
  • 6篇上封头
  • 6篇硼化
  • 5篇冷却剂
  • 5篇反应堆冷却剂
  • 5篇安全壳
  • 4篇动力装置
  • 4篇压力降

机构

  • 49篇中国核动力研...

作者

  • 49篇吴鹏
  • 43篇陈宏霞
  • 42篇喻娜
  • 39篇李峰
  • 36篇张舒
  • 34篇杨帆
  • 34篇周科
  • 31篇初晓
  • 29篇冉旭
  • 28篇方红宇
  • 26篇吴清
  • 20篇冷贵君
  • 20篇刘昌文
  • 17篇邱志方
  • 12篇张晓华
  • 12篇张丹
  • 9篇邓坚
  • 7篇张渝
  • 7篇黄代顺
  • 6篇张卓华

传媒

  • 4篇科技视界
  • 2篇核动力工程
  • 2篇原子能科学技...
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇核标准计量与...
  • 1篇核安全

年份

  • 3篇2024
  • 7篇2023
  • 12篇2022
  • 13篇2021
  • 2篇2020
  • 2篇2019
  • 1篇2018
  • 4篇2016
  • 5篇2015
49 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法
本发明公开了概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法,通过概率论识别系统及功能的重要度,确定多样性保护系统必须考虑的安全功能及系统;通过确定论确定安全系统功能的最小割集,确定多样性保护系统的功能需求。综合概率论...
邱志方邓坚方红宇张丹吴清江光明李喆冉旭李峰喻娜陈宏霞初晓张舒陈宝文吴鹏鲜麟周科杨帆张卓华陆雅哲吴广皓蔡容张晓华
文献传递
一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法
本发明公开了一种基于集中海水冷却的船用核动力装置二回路余热排出系统及方法,作为一个可在反应堆正常以及事故停堆工况下自动投运并有效导出堆芯余热的安全系统,具有换热效率高,对现有设备改动少以及对空间要求小等优点。基于新型集成...
张舒刘余邓坚鲁剑超鲜麟张丹曾畅杨帆程坤李峰喻娜杨洪润余红星张渝马誉高方红宇陈宏霞吴鹏蔡容杨韵佳沈才芬习蒙蒙陆雅哲周科冉旭
非能动余热排出系统运行状态的确定方法、装置和系统
本发明公开了一种非能动余热排出系统运行状态的确定方法、装置和系统,反应堆一次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法和蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法;若反应堆一次侧非能动余热排出系统成功运行且蒸汽发生器二...
习蒙蒙喻娜冉旭李峰吴清刘昌文冷贵君陈宏霞杨帆鲜麟蔡容陆雅哲方红宇吴鹏初晓周科程坤张舒杨韵佳
文献传递
汽轮机停机事故DAS保护信号研究
2015年
本文介绍核电厂多样性保护系统(DAS)事故分析验证的原则和方法 ,并针对汽轮机停机事故叠加安全级仪控平台软件共模故障,研究分析DAS保护信号设计。计算结果表明如果停机后主给水终止,ATWT缓解系统能够保护反应堆安全。在DAS中增加"SG水位高高"主给水隔离信号,能够避免蒸汽发生器满溢,有效提高核电厂安全性。
吴鹏张晓华邱志方方红宇
关键词:数字化控制系统事故分析
一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法
本发明公开了一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法,包括以下步骤:Step1.确定DAS分析使用的验收准则;Step2.根据Step1中的验收准则初步确定DAS的功能需求;Step3.基于Step2提出的DAS功能需...
张舒李峰邱志方张卓华鲜麟喻娜方红宇陈宏霞吴鹏张丹杨帆陆雅哲程坤沈才芬蔡容杨韵佳马誉高习蒙蒙周科
文献传递
模块式小堆超压风险及设计优化研究被引量:4
2016年
模块式小堆采用带直流蒸汽发生器(OTSG)的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统(RCS)可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。
邱志方邓坚陈宏霞李峰喻娜吴鹏李捷
一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法
为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题,本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括:控制主系统降温降压;检查压力容器的上封头是否有水位,若压力容器上封头...
蔡容冉旭吴清刘昌文冷贵君李峰喻娜陈宏霞程坤习蒙蒙陆雅哲杨帆鲜麟方红宇吴鹏初晓周科张舒杨韵佳
文献传递
AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响
2016年
AP1000的非能动余热排出系统(PRHR)置于安全壳内,安全壳的环境状态直接影响PRHR的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对PRHR运行的影响,研究表明安全壳的压力对于PRHR排热能力影响显著。
邱志方刘伟东吴鹏陈伟黄慧剑
模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究
2016年
未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。
张丹周科李峰邱志方邓坚毕树茂吴鹏
一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法
为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中,自然循环冷却压力容器时,压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题,本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却...
李峰冉旭吴清刘昌文冷贵君喻娜陈宏霞蔡容程坤习蒙蒙陆雅哲杨帆鲜麟方红宇吴鹏初晓周科张舒杨韵佳
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