岳芷廷
- 作品数：26 被引量：24H指数：3
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：中国原子能科学研究院院长基金更多>>
- 相关领域：核科学技术文化科学理学建筑科学更多>>
- 堆芯
- 根据本发明的实施例提供一种堆芯，包括：堆芯栅格，设置成包括彼此连接的多个单元栅格；燃料组件，设置在所述单元栅格中，提供裂变反应的燃料；控制部件，设置在所述单元栅格中，控制裂变反应的反应性；反射组件，设置在所述单元栅格中，...
- 刘兴民吴晓春郭春秋孙志勇柯国土陈会强邹佳讯岳芷廷李杨柳张焱尹皓宋仕钊胡彬和孙微
- 堆芯
- 根据本发明的实施例提供一种堆芯，包括：堆芯栅格，设置成包括彼此连接的多个单元栅格；燃料组件，设置在所述单元栅格中，提供裂变反应的燃料；控制部件，设置在所述单元栅格中，控制裂变反应的反应性；反射组件，设置在所述单元栅格中，...
- 刘兴民吴晓春郭春秋孙志勇柯国土陈会强邹佳讯岳芷廷李杨柳张焱尹皓宋仕钊胡彬和孙微
- 文献传递
- 隔热装置
- 本发明公开了一种隔热装置，隔热装置设置在反应堆水池内部的安装空间内，隔热装置包括多个隔热单元，多个隔热单元拼合后整体的横截面的形状和尺寸与所述安装空间对应位置的横截面的形状和尺寸相适配。本发明的技术方案中隔热装置由多个隔...
- 周寅鹏郭志家张金山刘兴民柯国土衣大勇范月容岳芷廷彭朝晖姚成志石辰蕾吕征张占利方静辉卢小钦温兰冠
- 热管式辐射器热工水力优化分析被引量：1
- 2020年
- 热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放,其管道复杂,包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题,本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配,再将该结果代入RATHAL程序中计算得到辐射器的温度分布。根据计算结果,以均匀温度分布为目的,对现有结构提出了合理的优化意见。结果表明,采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法能尽量真实并高效地模拟辐射器的流量分配与温度分布情况,且经过优化后辐射器集流环间的温差大幅缩小、设计更加合理。
- 尹皓郭春秋刘兴民岳芷廷张焱邹佳讯
- 关键词：热工水力分析程序开发CFD软件
- 隔热装置
- 本发明公开了一种隔热装置，隔热装置设置在反应堆水池内部的安装空间内，隔热装置包括多个隔热单元，多个隔热单元拼合后整体的横截面的形状和尺寸与所述安装空间对应位置的横截面的形状和尺寸相适配。本发明的技术方案中隔热装置由多个隔...
- 周寅鹏郭志家张金山刘兴民柯国土衣大勇范月容岳芷廷彭朝晖姚成志石辰蕾吕征张占利方静辉卢小钦温兰冠
- 堆芯及反应堆
- 本发明的实施例提供一种堆芯包括：堆芯栅格，设置成包括彼此连接的多个单元栅格；燃料组件，设置在所述堆芯栅格中，提供裂变反应的燃料；吸收件，吸收所述裂变反应产生的中子；补偿件，补偿所述堆芯的剩余反应性；其中，每个所述单元栅格...
- 刘兴民胡彬和柯国土孙征郭春秋吴晓春李龙邹佳讯岳芷廷李杨柳张焱尹皓孙微
- 文献传递
- 一种池式低温供热堆控制棒导向筒结构
- 本实用新型属于控制棒导向筒技术领域，具体涉及一种池式低温供热堆控制棒导向筒结构，用于为池式低温供热堆的堆水池内的连接有驱动杆组件的控制棒组件的上下运动提供定位和导向，包括通过吊篮(2)上方开口处的上支承板(1)吊装在吊篮...
- 郭志家张金山周寅鹏彭朝晖衣大勇柯国土刘兴民范月容姚成志石辰蕾岳芷廷
- 文献传递
- CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究
- 2019年
- 49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%～33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。
- 张亚东刘振华岳芷廷冉怀昌乔雅馨
- 关键词：中国先进研究堆乏燃料反应堆设计
- 一种外压型反应堆压力容器
- 本发明属于核反应堆工程技术领域，涉及一种外压型反应堆压力容器。所述的反应堆压力容器包括筒体、上封头、下封头、夹套筒体、冷却水入口管嘴、冷却水出口管嘴、机械贯穿件、电气贯穿件、抽真空管嘴。利用本发明的外压型反应堆压力容器，...
- 姚成志吕征范月容韩海芬赵爱虎陈会强赵守智石辰蕾衣大勇周寅鹏昝怀啟邹佳讯李杨柳岳芷廷李强殷保稳
- 深水池式低温供热堆堆芯子通道程序改进与计算分析被引量：2
- 2020年
- 核能作为清洁能源,逐渐替代煤炭做为冬季供热的热源,池式常压低温供热堆具有良好的固有安全性,是最可行的方案之一。针对池式常压低温的堆芯结构、组件形式以及反应堆总体运行参数,使用子通道分析程序COBRA进行计算分析,对程序中的部分传热模型和CHF模型进行了修改,使之适用于低温常压状态运行的反应堆热工水力设计计算。使用改进的子通道分析程序COBRA计算分析了反应堆整个寿期内最危险时刻的反应堆热工水力参数,验证了堆芯稳态热工的安全性。通过对计算结果的分析表明,整个寿期内,堆芯稳态最小烧毁比(MDNBR)为3.485,燃料棒包壳表面最高温度为187℃,芯块中心最高温度为1902℃,堆芯热工能够满足反应堆安全要求,并为反应堆的事故工况留有足够的安全裕量。
- 张焱桂民洋李杨柳郭春秋岳芷廷
- 关键词：低温供热堆COBRA子通道
