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史晓磊

作品数:56 被引量:36H指数:4
供职机构:中国原子能科学研究院更多>>
发文基金:国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术环境科学与工程理学轻工技术与工程更多>>

文献类型

  • 38篇专利
  • 16篇期刊文章
  • 1篇会议论文

领域

  • 19篇核科学技术
  • 5篇环境科学与工...
  • 2篇金属学及工艺
  • 2篇轻工技术与工...
  • 2篇理学
  • 1篇经济管理
  • 1篇矿业工程
  • 1篇机械工程
  • 1篇电气工程
  • 1篇自动化与计算...
  • 1篇医药卫生

主题

  • 22篇气溶胶
  • 18篇严重事故
  • 16篇安全壳
  • 8篇筒体
  • 7篇燃料组件
  • 6篇堆芯
  • 6篇非能动
  • 5篇燃料
  • 5篇模拟装置
  • 4篇电厂
  • 4篇栅格
  • 4篇溶胶
  • 4篇试验条件
  • 4篇气溶胶浓度
  • 4篇燃料棒
  • 4篇核电
  • 4篇核电厂
  • 4篇核燃料
  • 4篇核燃料组件
  • 3篇挡板

机构

  • 55篇中国原子能科...
  • 1篇江苏核电有限...
  • 1篇中核霞浦核电...

作者

  • 55篇史晓磊
  • 51篇季松涛
  • 34篇陈林林
  • 27篇刁均辉
  • 23篇何晓军
  • 18篇孙雪霆
  • 15篇史宝磊
  • 11篇高永光
  • 9篇张培升
  • 8篇张爱民
  • 6篇张应超
  • 4篇陈林林
  • 3篇许倩
  • 3篇韩智杰
  • 2篇任丽霞
  • 2篇王辉
  • 2篇杨红义
  • 2篇张鹏
  • 1篇李文双
  • 1篇李载鹏

传媒

  • 9篇原子能科学技...
  • 1篇辐射防护
  • 1篇核动力工程
  • 1篇核科学与工程
  • 1篇应用能源技术
  • 1篇中国粉体技术
  • 1篇核安全
  • 1篇科技创新与应...

年份

  • 3篇2024
  • 2篇2023
  • 1篇2022
  • 6篇2021
  • 25篇2020
  • 1篇2019
  • 2篇2018
  • 7篇2017
  • 6篇2016
  • 1篇2015
  • 1篇2014
56 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法被引量:4
2015年
严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。
史晓磊许倩魏严凇季松涛
关键词:MCNP
严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究被引量:9
2017年
基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。
孙雪霆陈林林史晓磊肖增光魏严凇季松涛
关键词:严重事故气溶胶
一种用于气溶胶迁移机理试验的采样装置
本实用新型涉及安全壳内气溶胶试验技术领域,具体公开了一种用于气溶胶迁移机理试验的采样装置。该装置包括采样头、采样连接管以及采样管,其中,采样头为壳体空腔结构,其上均匀分布有若干个进气孔,所述的采样头一端为一体成型的圆柱状...
史晓磊季松涛魏严凇陈林林
文献传递
严重事故情况下环形燃料堆芯氢气产量分析
秦山Ⅱ期核电站反应堆堆芯采用环形燃料后,锆装量将增加约88%,在严重事故情况下,堆芯氢气产量的变化是一值得关注的问题.利用MELCOR程序模拟环形燃料堆芯,建立典型严重事故序列分析模型,分析结果表明:在堆芯熔化过程中,与...
张应超史晓磊季松涛何晓军
关键词:反应堆
一种筒体壁面冷凝率测量装置
本发明提供了一种筒体壁面冷凝率测量装置,包括冷凝水收集器、冷凝水贮存罐、导流管和测量系统,所述冷凝水收集器包括挡板组,所述挡板组中的每一个挡板均紧贴所述筒体壁面,所述挡板组围成一测量壁面;所述冷凝水贮存罐固定安装在筒体内...
季松涛刁均辉魏严凇高永光张爱民陈林林孙雪霆史宝磊史晓磊何晓军张培升
文献传递
一种管道试验平台及基于该平台的气溶胶沉积率测定方法
本发明属于核反应堆技术,具体涉及一种管道试验平台及基于该平台的气溶胶沉积率测定方法。平台包括风机、过滤器、依次设于风机出口管道上的电加热器和缓冲箱、依次设于缓冲箱出口管道上的第一直角弯管、并联管路、第二直角弯管和三通阀;...
陈林林魏严凇杨红义季松涛任丽霞何晓军刁均辉孙雪霆史晓磊赵磊
文献传递
一种水冷安全壳模拟装置
本发明提供一种水冷安全壳模拟装置,其包括:壳体,所述壳体包括一上封头、一筒体和一下封头,所述上封头、所述筒体和所述下封头依次结合,构成所述壳体内部的密闭空间;所述筒体上设置有水套体端板,所述水套体端板将水套体固定于筒体外...
刁均辉季松涛魏严凇高永光张爱民陈林林孙雪霆史宝磊史晓磊何晓军张培升
文献传递
用MELCOR程序分析600MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故被引量:4
2016年
利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。
张应超季松涛魏严凇史晓磊许倩
关键词:乏燃料乏燃料水池严重事故
一种管道试验平台
本实用新型属于核反应堆技术,具体涉及一种管道试验平台,包括风机、过滤器、依次设于风机出口管道上的电加热器和缓冲箱、依次设于缓冲箱出口管道上的第一直角弯管、并联管路、第二直角弯管和三通阀;通过风机、蒸汽发生器、缓冲箱、电加...
陈林林魏严凇杨红义季松涛任丽霞何晓军刁均辉孙雪霆史晓磊赵磊
文献传递
一种使用流体介质的多层夹套控温装置
本实用新型提供了一种使用流体介质的多层夹套控温装置,包括多层夹套和多层隔热层。多层夹套和多层隔热层均为圆环状且均包裹在气溶胶试验容器的外壁。每一层隔热层均设置在相邻两层夹套中间。多层夹套和多层隔热层的内部充满流体介质。每...
季松涛魏严凇高永光刁均辉陈林林史晓磊何晓军
文献传递
共6页<123456>
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