邓坚 作品数:271 被引量:178 H指数:6 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 四川省科技计划项目 国家重点基础研究发展计划 更多>> 相关领域: 核科学技术 机械工程 自动化与计算机技术 电气工程 更多>>
UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究 被引量:1 2022年 TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。 钱立波 陈伟 余红星 孙玉发 熊青文 邓坚 刘余 杜思佳 黄涛一种可均匀下降段周向流量分布的压水堆 本方案公开了一种可均匀下降段周向流量分布的压水堆,包括压力容器,还包括设置在压力容器内的吊篮组件,所述吊篮组件与压力容器之间围成下降段,所述下降段作为一回路冷却剂流至压力容器底部的流道,所述压力容器上还连接有用于引入所述... 刘卢果 刘余 杜思佳 邓坚 李松蔚 黄代顺 沈才芬 李喆 邱志方 黄慧剑 张勇 周铃岚 陈曦 王啸宇 辛素芳 刘伟 王玮 李浩 李燕文献传递 反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法,包括如下步骤:计算下封头堆芯熔融物各组分质量,将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较,根据比较结果判断熔融物是否分层,如果熔融物出现分层,则比较各层中熔... 刘丽莉 余红星 邓坚 陈彬 武铃珺 张明 张航文献传递 具有循环过滤功能的安全壳排放系统 本实用新型涉及核设备安全技术领域,具体公开了一种具有循环过滤功能的安全壳排放系统,包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、对空排放机构、回流管线:回流管线上游连接安全壳过滤排放系统的出口,下游与安全壳内空间连通,回流管... 孔翔程 关仲华 邓坚 邓纯锐 张明 张渝 余红星文献传递 一种压水堆堆芯流量和功率两分区控制方法 本发明公开了一种压水堆堆芯流量和功率两分区控制方法,涉及核反应堆堆芯技术领域,其技术方案要点是:所述压水堆堆芯的横切面沿径向向外扩展依次设有第一流量区和第二流量区,第一流量区包裹第二流量区;所述第一流量区通入冷却剂的流量... 卢川 杨雯 何航行 冉旭 刘余 邓坚 于颖锐 巨海涛 李垣明 张林 黄慧剑 辛素芳 刘卢果 倪东洋 王连杰 辛勇 王浩煜 刘松亚 张吉斌 李鹏飞 付冉 高希龙 陈建国 吕新知固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置及方法 本发明公开了固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置及方法,固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置包括荧光涂料标志物、CCD相机和计算机;所述荧光涂料标志物包括分别置于堆芯侧壁和底部的侧壁荧光涂料标志物和底部荧光涂料标志物;所述CCD... 马誉高 苏东川 邓坚 丁书华 柴晓明 张卓华 鲜麟 习蒙蒙 刘余 陈仕龙文献传递 一种全自然循环的模块式小型反应堆 本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆,包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统,所述反应堆本体包括压力容器,压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器,与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容... 向清安 陈宝文 邹志强 彭欢欢 邓坚 邓纯锐文献传递 模块式小型堆事故预防缓解关键技术及验证 被引量:1 2023年 核电作为一种安全、清洁、高效能源,是助力我国实现"双碳"目标的有效资源.区别于传统核电技术,模块式小型堆技术具有小型化、模块化、一体化、非能动的特点,具有高度的安全性、良好的经济性、功率规模的灵活性和特殊厂址的适应性,能够满足中小型电网的供电、城市供热、工业供汽和海水淡化等各种领域应用的需求."玲龙一号"(ACP100)是中核集团自主创新的多用途模块式小型压水堆.2010年6月,中核集团批准ACP100多用途模块式小型压水堆重点科技专项立项;2016年4月,ACP100通过国际原子能机构(IAEA)组织的通用反应堆安全审查(GRSR),是首个通过IAEA审查的小型堆技术.2021年7月,海南昌江多用途模块式小型堆科技示范工程("玲珑一号"示范项目)正式开工,该项目成为全球首个开工的陆上商用模块化小堆. 邓坚 邱志方 党高健关键词:科技示范工程 城市供热 事故预防 模块式 核电技术 反应堆安全 核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发 被引量:2 2017年 针对核电厂运行瞬态分析的功能需求,中国核动力研究设计院研发了PANTO(Program for Analysis of Normal Transient and Overpressure)软件。该软件基于成熟可靠的系统分析模型和特殊部件模型,采用模块化的软件设计理念,应用面向对象的C++语言和java语言,具有完全自主知识产权。PANTO软件通过了单元测试、集成测试和系统测试,基本消除了所有的代码缺陷。针对秦山二期核电厂阶跃负荷增大10%与额定功率下全部甩负荷瞬态试验进行了验证计算。结果表明,PANTO软件能够较好地模拟瞬态中关键参数的变化情况,计算精度满足工程应用要求,适用于压水堆核电厂运行瞬态分析。 刘余 任春明 汤琪芬 邓坚核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统 本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统,包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线,其中,保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道,流道... 向清安 邓坚 邓纯锐 孔翔程 陈宝文 刘丽莉 张航文献传递