您的位置： 专家智库 > >

陈煜

作品数：21 被引量：0H指数：0
供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
相关领域：核科学技术更多>>

合作作者

文献类型

  • 19篇专利
  • 1篇会议论文
  • 1篇科技成果

领域

  • 2篇核科学技术

主题

  • 7篇核电
  • 6篇核电站事故
  • 6篇安全壳
  • 5篇核电厂
  • 5篇非能动
  • 4篇电厂
  • 4篇电厂设备
  • 4篇压水堆
  • 4篇水堆
  • 4篇种核
  • 4篇核电厂设备
  • 4篇保温
  • 4篇保温层
  • 3篇电站
  • 3篇装填
  • 3篇自然循环
  • 3篇核电站
  • 3篇反应堆
  • 3篇辐照剂量
  • 3篇钢制

机构

  • 21篇上海核工程研...

作者

  • 21篇陈煜
  • 19篇顾国兴
  • 12篇叶成
  • 12篇郑明光
  • 7篇沈秋平
  • 4篇毛飞
  • 4篇金乐
  • 4篇廖家麒
  • 4篇陈宇帆
  • 4篇严锦泉
  • 4篇闵鹏
  • 4篇司胜义
  • 4篇丁振坤
  • 4篇龚碧颖
  • 4篇王勇
  • 3篇郝国锋
  • 3篇陈瑜
  • 3篇葛鸿辉
  • 3篇王丰
  • 3篇窦一康

传媒

  • 1篇第十七届全国...

年份

  • 1篇2024
  • 2篇2016
  • 4篇2015
  • 13篇2013
  • 1篇2012
共 21 条 记 录，以下是 1-10
全选 清除 导出
排序方式：
一种核电厂设备和管道用金属反射型保温层
本实用新型提供一种核电厂设备和管道用金属反射型保温层，其通过若干个保温块搭接成整体，所述的保温块包括壳体，在壳体内并且靠近被保温设备或管道的一侧填装若干层间距小的压制成一定形状的不锈钢箔片一；在壳体内并且远离被保温设备或...
沈秋平闵鹏龚碧颖毛飞顾国兴廖家麒陈煜刘刚翁娜陈宇帆周肖佳金乐
文献传递
一种用于主控室的非能动空调系统
本发明涉及核电站专设安全系统领域，特别涉及一种用于核电站主控室的非能动空调系统。解决主控室在事故后72h后的、长期的可居住性的问题。本发明采用双吸附式制冷装置，左制冷装置与右制冷装置之间借助于连通阀连通，并由乏燃料池余热...
郑明光叶成顾国兴严锦泉王勇陈煜陈瑜李聪沈六华葛鸿辉蔡强徐欣
文献传递
双筒水下异物捕集装置
本实用新型提供一种双筒水下异物捕集装置，其包括两个小筒，两个小筒底部分别通通道与一个大筒连接；两个滤芯组件分别放置在两个小筒内；潜水电机和潜水泵通过螺纹连接后靠自重悬挂在大筒内；潜水泵上方连接流量计，潜水泵出口处连接散流...
顾国兴沈秋平陈煜胡士光李传毅张佳寅陈志清钟华倪加龙
文献传递
一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳
本发明涉及一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳。所述的安全壳位于地下；其在安全壳的竖直段以及穹顶的外壁周围布置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管被分成若干组；每组蒸发端热管的出口均连通一路上升连接管的入口，该路上升连接管...
郑明光叶成顾国兴陈煜刘鑫丁振坤桂璐廷袁芳刘春丽程会方
文献传递
大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统
本发明涉及压水堆核电站专设安全系统领域，具体地说是一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。解决大型压水堆核电站事故后堆芯余热长期完全非能动余热排出问题。堆芯完全非能动冷却装置。屏蔽厂房的顶部采用双层结构，在圆筒...
郑明光叶成葛鸿辉董宪康顾国兴严锦泉苗富足王勇叶元伟陈煜夏祖讽邱健凌云
文献传递
大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统
本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安...
郑明光叶成顾国兴陈煜凌云丁振坤王喆王国栋张迪倪陈宵宋春景潘新新
文献传递
一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后，冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板...
郑明光叶成顾国兴陈煜林千窦一康司胜义
文献传递
一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置
本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁；第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端；第一散热端内设置第一冷端电极，第一吸热端内设置第一热端电极；第一热端...
郑明光叶成顾国兴陈煜司胜义薛山虎章俊武张淑慧
文献传递
一种核电厂设备和管道用复合型保温层
本发明提供一种核电厂设备和管道用复合型保温层，该保温层通过若干独立的保温块搭接而成；当核电厂设备或管道外壁温度高于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填内保温层、支撑层一、包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层...
沈秋平闵鹏龚碧颖毛飞顾国兴廖家麒陈煜郝国锋王丰陈宇帆刘彬金乐
文献传递
压水堆核电厂承压热冲击确定性分析评定技术研究
贺寅彪曹明张万平惠虎李辉卢炎麟张明黄庆蒋兴张可丰李培宁沈秋平窦一康陈煜顾国兴
国际原子能机构(IAEA)于2005年组织的国际合作研究项目CRP-9，对反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析方法进行深入的研究和探讨，上海核工程研究设计院受邀作为中方代表参与该项目。该项目依托于CRP9，结合上海核...
关键词：
关键词：压水堆核电厂压力容器软件系统
全选 清除 导出
共3页<123>
聚类工具0