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于德勇

作品数:18 被引量:17H指数:3
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
相关领域:核科学技术电气工程环境科学与工程建筑科学更多>>

文献类型

  • 9篇期刊文章
  • 9篇专利

领域

  • 4篇核科学技术
  • 3篇电气工程
  • 1篇建筑科学
  • 1篇环境科学与工...

主题

  • 9篇反应堆
  • 6篇核电厂
  • 5篇停堆
  • 5篇核电
  • 4篇电厂
  • 4篇堆芯
  • 4篇停堆系统
  • 4篇冷却剂
  • 4篇管线
  • 4篇反应堆堆芯
  • 4篇出口管线
  • 4篇次临界
  • 3篇压水堆
  • 3篇数值模拟
  • 3篇数值模拟研究
  • 3篇水堆
  • 3篇冷却剂系统
  • 3篇反应堆冷却剂
  • 3篇反应堆冷却剂...
  • 3篇反应堆压力容...

机构

  • 18篇中国核动力研...
  • 2篇北京交通大学
  • 1篇清华大学
  • 1篇南华大学
  • 1篇森泰英格(成...

作者

  • 18篇于德勇
  • 10篇曾畅
  • 10篇余小权
  • 9篇赵禹
  • 9篇任云
  • 7篇张晓玉
  • 4篇王保平
  • 4篇隋海明
  • 4篇赖建永
  • 3篇张玉龙
  • 2篇段永强
  • 2篇沈云海
  • 2篇孙燕
  • 1篇李志峰
  • 1篇杨立新
  • 1篇黄弘
  • 1篇李海颖
  • 1篇贾力
  • 1篇于涛
  • 1篇邱志方

传媒

  • 4篇核动力工程
  • 3篇科技视界
  • 1篇武汉理工大学...
  • 1篇中国核电

年份

  • 1篇2022
  • 1篇2021
  • 1篇2019
  • 3篇2018
  • 3篇2017
  • 5篇2016
  • 4篇2015
18 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
一种用于小型钢制安全壳的消氢系统
本实用新型公开了一种用于小型钢制安全壳的消氢系统。所述消氢系统,包括设置于安全壳外部且与安全壳内部相连通的若干气体循环管,任一气体循环管上设有氢气复合器以及抽气风机,所述抽气风机设于所述氢气复合器的下游。本实用新型所述的...
余小权赵禹刘聪赖建永于德勇张玉龙任云
文献传递
大气释放阀结构参数对阀瓣启动时间影响的数值模拟研究被引量:1
2018年
针对田湾核电站某阀门系统中的大气释放阀前置隔离阀系统采用数值模拟技术开展了阀门开启特性的数值模拟研究。采用计算流体动力学(CFD)计算方法开展不同结构参数和不同工况参数对阀门启动时间的影响分析,对试验测试中出现的阀门开启延迟现象给出了理论分析,为该阀门的设计和改进提供了详实的参考依据。
张振华于德勇贾力杨立新
关键词:CFD启动时间
核电厂定期试验周期延长论证被引量:3
2015年
核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。
余小权张晓玉于德勇曾畅
关键词:可用度
一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统
本实用新型公开了一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统,包括压力容器,所述压力容器通过泄漏管线连接有收集罐,所述收集罐的出口端通过管道连接至疏水排气系统,所述泄漏管线上设置有翅片管。所述压力容器和翅片管之间的泄漏管线上还设置...
赵禹曾畅任云李海颖余小权王保平赖建永于德勇
文献传递
一种反应堆冷却剂化容控制系统及控制方法
本发明属于压水堆核电技术,具体公开了一种反应堆冷却剂化容控制系统及控制方法,包括净化泵、再生式热交换器、下泄热交换器;下泄热交换器的出口管道依次安装混床离子交换器、阳床除盐器和反应堆冷却剂过滤器;方法中首先提高反应堆冷却...
王保平曾畅张晓玉余小权沈云海于德勇赵禹赖建永张玉龙任云
文献传递
承压热冲击下AP1000压力容器直接安注瞬态数值模拟研究被引量:5
2015年
基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时自动减压系统(ADS)动作、蓄压安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常规余热排出系统运行等4种工况下反应堆压力容器(RPV)环腔内流动传热状态进行瞬态数值模拟,研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性。结果表明:4种工况下直接安注(DVI)接管管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈,冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大,且DVI接管管嘴局部区域将发生较大的温度变化。
秦勉于涛于德勇李志峰吕莉
关键词:AP1000CFD承压热冲击DVI
一种核电厂快速安全停堆系统
本实用新型属于小型压水堆核电厂事故应对技术领域,具体涉及一种核电厂快速安全停堆系统。包括两个相同的系列,每个系包括一台贮存箱,贮存箱底部通过管线与压力容器连接;两个系列之间通过桥管连接,桥管上设置有桥管连通阀。所述的贮存...
余小权曾畅于德勇赵禹隋海明任云张晓玉
文献传递
核电厂自动卸压排放管道热分层分析研究被引量:2
2017年
核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,研究了管道内热分层形成机理及流动状态,得到了长期稳定运行工况下的热分层状态,为后续管道设计和布置提供参考。
于德勇段永强曹思民孙燕路忠亮
关键词:核电厂反应堆冷却剂系统
用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统
本实用新型公开了用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,包括安全壳以及一体化反应堆,在蒸汽发生器二次侧出口设有两个主蒸汽管线,在主蒸汽管线上均设有防旁通隔离阀,旁通隔离阀位于安全壳的内侧,两个主蒸汽管线的末端连接合并形成...
邱志方曾畅邓坚高颖贤于德勇李喆张明任云喻娜张丹初晓周科
文献传递
燃料元件棒束通道横流特性数值研究
2022年
棒束燃料元件通道结构复杂,横流流动特性对于燃料元件的流动传热具有显著影响,也是构建子通道分析模型的关键。采用STAR-CCM+软件,对燃料元件棒束通道横流特性进行了数值模拟。通过数值计算得到了横流流场、压力场分布,讨论了棒边距对流动的影响,并拟合得到棒束通道横流阻力系数计算关系式。文章的研究结果可用于棒束燃料组件子通道分析模型的封闭,也可为相关实验研究提供理论指导。
于德勇曹思民杜枢韩元吉
共2页<12>
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