丁书华
- 作品数：119 被引量：24H指数：3
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金中国人民解放军总装备部预研基金四川省科技计划项目更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程文化科学自动化与计算机技术更多>>
- 一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法
- 本发明公开了一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，包括：将水溶液型核反应堆容器划分为多个同心环型并联通道；计算各环型通道内的径向功率分布比例；确定稳态工况下溶液的初始液位高度；对各环型通道进行轴向网格划分；根据...
- 熊青文黄涛杜鹏刘余邓坚丁书华邹子强张勇
- 核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质
- 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为...
- 邹志强张明刘丽莉吴丹丁书华冉旭吴清武铃珺冷贵君刘昌文高颖贤陈伟钱立波党高健王小吉张航彭欢欢向清安武小莉
- 一种改进型安注箱
- 本发明公开了一种改进型安注箱，包括壳体，所述壳体顶部设置有进气管，所述壳体内设置有立管，所述立管顶端为开口端，所述立管的底端为封闭端，立管的封闭端上设置有排液管，所述排液管连通立管内部和壳体外部，所述立管的侧壁上从上至下...
- 党高健蒋孝蔚黄代顺冉旭丁书华高颖贤李喆何晓强袁红胜钟明君张渝卢川
- 文献传递
- 基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究被引量：1
- 2022年
- 研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现“核峰型”分布,而界面面积浓度并没有表现出随流速的单调关系。进一步开发了泡状流和弹状流的相间曳力模型,考虑了液相表观流速与管径对气泡尺寸分布的影响,建立了临界韦伯数与不同液相流速的关系。计算得到的空泡份额和界面面积浓度与实验数据整体符合较好,验证了模型的可靠性,为两相流相间阻力特性研究提供参考意义。
- 张卢腾黄涛张牧昊祝文何清澈许汪涛孙皖马在勇丁书华李仲春潘良明
- 关键词：两相流竖直圆管空泡份额
- 倾斜角度下高温钠热管间歇沸腾试验研究
- 2025年
- 为研究高温碱金属热管启动过程中的间歇沸腾现象,给热管反应堆安全运行提供可参考的操作条件,采用金属钠为热管工质,对热管启动过程的间歇沸腾的影响因素和作用机制开展了试验研究。研究结果表明,热管加热功率和倾角对间歇沸腾有重要影响,在90°倾角情况下,加热功率从600 W升至750 W,间歇沸腾周期变化范围为29~736 s,温度振幅范围为18~35℃;热管倾角为0°时不会发生间歇沸腾;间歇沸腾在中等加热功率条件下容易发生,随倾角的增大,间歇沸腾起始和截止的加热功率减小,倾角为45°、60°、90°工况下间歇沸腾起始和截止的加热功率分别为250、200、150 W和600、450、350 W。同一加热功率、不同倾角工况下间歇沸腾的周期差别较大,而温度振幅变化较小;冷凝段长度减小后间歇沸腾强度降低且发生间歇沸腾的功率区间提前。本研究结果为进一步探究碱金属热管间歇沸腾发生机理奠定了基础,对碱金属热管设计优化和热管反应堆安全运行提供了重要的数据和理论支持。
- 杨思远马誉高文青龙文爽丁书华丁书华贺林峰
- 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法
- 本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法，壳体内设置有堆舱，堆舱内设置有压力容器，压力容器内设置有堆芯和稳压器，压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道；还设置有降压水箱，隔板将降压水箱分为喷洒区和...
- 邓坚丁书华向清安张渝余红星
- 文献传递
- 一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置
- 本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置，该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得...
- 喻娜冉旭吴清刘昌文冷贵君李峰丁书华鲜麟钱立波陈伟张晓华吴丹陈宏霞杨帆朱加良何鹏周科吴鹏初晓
- 文献传递
- 一种热管反应堆系统及其能量转换方式
- 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种热管反应堆系统及其能量转换方式，包括：反应堆基体111、热管组3、保温层4、电磁泵5、换热器108、回热器110、压缩机111、系统空气入口端113、透平109和系统能量输出端11...
- 柴晓明马誉高余红星杨洪润何晓强邓坚苏东川张卓华丁书华冉旭邱志方刘余李松蔚王金雨曾畅张宏亮李文杰
- 一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统
- 本发明公开了一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统，该方法包括：S1：采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；S2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型，包括基于初因事件...
- 喻娜冉旭吴清刘昌文冷贵君李峰丁书华鲜麟陈伟陈宏霞吴丹钱立波杨帆周科吴鹏初晓蔡容张舒习蒙蒙陆雅哲程坤杨韵佳
- 文献传递
- 压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究被引量：5
- 2021年
- 大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。
- 曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军
- 关键词：RELAP5
