李远山
- 作品数：7 被引量：4H指数：1
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程更多>>
- 模块式小堆超设计基准事故审评原则研究
- 核安全一直是核电厂考虑的首要问题。2011年3月发生的日本福岛核事故使严重事故的研究得到了更广泛的关注,国际上认识到核反应堆堆芯熔化及放射性释放是可能存在的,核电厂安全必须考虑超设计基准事故(BDBA,Beyond De...
- 毕金生何亮石兴伟庄少欣贾斌安婕铷李远山
- 第四代反应堆安全分析程序研究现状及发展
- 通过介绍国内外第四代反应堆的发展现状,重点分析了我国高温气冷堆、钠冷快堆和钍基熔盐堆所使用的安全分析程序及其验证工作,阐述了我国核安全审评工作现状,并指出了面临的困难和挑战,最后对我国开展第四代反应堆程序适用性评价及独立...
- 李远山靖剑平毕金生左嘉旭
- 关键词：第四代反应堆
- 入口温度和流速对非能动余热排出热交换器性能影响研究
- 本文应用FLUJENT软件对非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同冷却剂入口温度和流速对热交换器换热性能的影响。随着入口温度的增加,热交换器出口温度先增大后减小,最大值出现在入口温度为260℃的情况,...
- 贾斌靖剑平安婕铷毕金生李远山庄少欣
- 关键词：数值模拟FLUENT
- 文献传递
- 基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟被引量：4
- 2013年
- 本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。
- 贾斌靖剑平乔雪冬李远山张春明
- 关键词：数值模拟FLUENT
- 气冷CANDU燃料组件结构瞬态辐射换热计算
- 在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分。特别是在出现了系统失流事故时,辐射换热将会成为保证燃料安全的主要冷却手段。本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序。程序中...
- 高新力靖剑平石兴伟王昆鹏孙微庄少欣李远山
- 关键词：辐射换热
- 模块式小堆超设计基准事故审评原则研究
- 核安全一直是核电厂考虑的首要问题。2011年3月发生的日本福岛核事故使严重事故的研究得到了更广泛的关注,国际上认识到核反应堆堆芯熔化及放射性释放是可能存在的,核电厂安全必须考虑超设计基准事故(BDBA,Beyond De...
- 毕金生何亮石兴伟庄少欣贾斌安婕铷李远山
- 文献传递
- 第四代反应堆安全分析程序研究现状及发展
- 通过介绍国内外第四代反应堆的发展现状,重点分析了我国高温气冷堆、钠冷快堆和钍基熔盐堆所使用的安全分析程序及其验证工作,阐述了我国核安全审评工作现状,并指出了面临的困难和挑战,最后对我国开展第四代反应堆程序适用性评价及独立...
- 李远山靖剑平毕金生左嘉旭
- 关键词：第四代反应堆
- 文献传递
