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[期刊论文] 作者：高颖贤,申亚欧,党高健,,
来源：中国核电 年份：2014
文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究,并...
[期刊论文] 作者：申亚欧,蒋孝蔚,党高健,
来源：科技视界 年份：2015
在SG二次侧排热减小类事故工况下,若反应堆初始以自然循环状态运行,当破损SG二次侧排热丧失时,受影响环路流量可能完全丧失,对事故缓解及核电厂安全带来不利。本文对上述工况...
[期刊论文] 作者：丁书华,党高健,李喆,
来源：核动力工程 年份：2004
分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间...
[期刊论文] 作者：邓坚,邱志方,党高健,
来源：科技成果管理与研究 年份：2021
多用途小型反应堆作为一种安全、经济的核电新堆型,是国际原子能机构鼓励发展和利用的核能开发方向,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,...
[期刊论文] 作者：党高健,罗毓珊,陈听宽,王海军,,
来源：化学工程 年份：2007
以煤油蒸汽和水蒸气为工质研究了波纹管管外冷凝时的传热特性。试验中采用内管为波纹单管的套管换热器，分为水平和垂直2种布置方式。在不同流速下，根据试验测量的温度和流量等......
[期刊论文] 作者：党高健,罗毓珊,陈听宽,王海军,,
来源：化学工程 年份：2008
分别以煤油和水为工质，对不同流速情况下波纹管和光管的管内流动沸腾传热特性进行了试验研究。试验中采用套管式换热器，依靠管外的高温热水对管内工质加热使之沸腾。在不同流速......
[期刊论文] 作者：党高健,黄代顺,高颖贤,何晓强,,
来源：核动力工程 年份：2015
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4...
[期刊论文] 作者：何晓强,余红星,王金雨,江光明,党高健,
来源：核动力工程 年份：2019
针对现有纳米流体临界热流密度(CHF)在模型上存在的不足,考虑了接触角和毛细现象带来的影响,发展了针对氧化铝(Al2O3)纳米流体CHF的机理模型。本文利用多个Al2O3纳米流体实验...
[期刊论文] 作者：党高健, 黄代顺, 鲁剑超, 高颖贤, 单建强,,
来源：核动力工程 年份：2013
为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯...
[期刊论文] 作者：何晓强,余红星,江光明,党高健,吴丹,张渝,,
来源：核动力工程 年份：2016
利用基于扩散方程的包壳氧化模型,对与氧化锆(Zr O2)的单斜相-四方相共存相关的相变磁滞现象进行了分析。得到的主要结论有:该模型能较好地模拟包壳瞬态氧化时的相变磁滞现象...
[会议论文] 作者：樊杰, 党高健, 丁书华, 苟军利, 单建强,,
来源： 年份：2004
作为反应堆设计基准事故,失水事故(LOCA)一直是反应堆安全分析的研究焦点。失水事故发生后,瞬间产生的压力波会引起堆芯吊篮的振动,威胁反应堆的安全,开发具有自主知识产权的...
[期刊论文] 作者：吴攀,党高健,苟军利,单建强,姜杨,张博,李翔,
来源：核动力工程 年份：2013
详细介绍了自主开发的超临界水堆（SCWR）安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故（LOCA）数据对SCTRAN...
[期刊论文] 作者：熊青文,苟军利,杜鹏,邓坚,刘余,陈伟,党高健,
来源：核动力工程 年份：2022
最佳估算加不确定性（BEPU）方法被国际原子能机构（IAEA）推荐用于核电厂安全分析，目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出，而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用......
[期刊论文] 作者：蒋孝蔚,邓坚,邱志方,朱大欢,党高健,张丹,毕树茂,
来源：核动力工程 年份：2004
在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量.分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温...
[期刊论文] 作者：宋丹戎,李庆,秦冬,党高健,曾畅,李松,肖仁杰,魏学栋,
来源：核动力工程 年份：2021
模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故......
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