张东辉

作品数：43被引量：131H指数：7
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发文主题：反应堆快堆钠冷快堆冷却剂堆芯更多>>
发文领域：核科学技术金属学及工艺动力工程及工程热物理建筑科学更多>>
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池式钠冷快堆核电厂堆机匹配设计
《科技视界》2024年第34期77-79,共3页王晓坤 种道彤 段天英 张东辉 杨军 
核电厂堆机匹配设计的意义相当于火电厂的机炉匹配,核电厂堆机匹配包括工艺匹配、参数匹配、协调控制。钠冷快堆工艺特点与亚临界汽轮机组契合,通过分析可确定其主要工艺参数,基于工艺方案可设计协调控制方案。反应堆不允许以超出额定...
关键词：池式钠冷快堆 堆机匹配 
中国核能现代化发展战略被引量：9
《科技导报》2022年第24期20-30,共11页叶奇蓁 苏罡 黄文 杨勇 张东辉 
中国工程院“能源战略(2035)”咨询项目(2019-ZD-20)。
中国自主三代核电品牌开发不断取得突破、先进核能系统创新稳步持续推进,核能对中国能源清洁低碳转型和整体创新发展的战略支撑作用已充分体现。面对党中央和国务院对中国能源中长期发展的重大战略决策,面向2035年,对标全球技术发展趋势...
关键词：“双碳” 核能现代化 核电 核能供热 核能制氢 复合能源体系 
启停对推力轴承可靠性与阻力矩的影响测试
《核动力工程》2022年第3期173-178,共6页张健鑫 张东辉 谷继品 郭晓娴 陈树明 刘小军 
为了测试反复启停对钠冷快堆(SFR)一回路主泵推力轴承可靠性和阻力矩的影响,采用适用于小样本的分散系数法设计了可靠性统计方案,制造了3套巴氏合金推力瓦和1台上部组合轴承样机,设计并搭建了试验台,测试了启动阻力矩随停机加载时间的...
关键词：钠冷快堆(SFR) 主泵 推力轴承 可靠性 阻力矩 
大型薄壁储液罐抗震分析方法研究
《科技视界》2021年第17期66-69,共4页刘嘉一 张东辉 刘宝君 盛锋 
文章结合国内外对大型薄壁储液罐抗震特性的研究进展,针对核电厂中大型薄壁储液罐的抗震分析方法进行研究和总结。以工程中此类储液罐为例,应用声流单元流固耦合法建立有限元模型进行分析,对比简化理论结果,验证模型的有效性及分析结果...
关键词：大型薄壁 储液罐 抗震 声流单元 流固耦合 
钠冷快堆六角形组件换热特性分析被引量：1
《原子能科学技术》2021年第2期211-218,共8页师泰 张东辉 刘一哲 
钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中,会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值,本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明:可采用等效导热法对组件内绕丝...
关键词：钠冷快堆 六角形组件 数值模拟 乏燃料 
基于遗传算法的钠冷快堆堆芯流量分区优化设计方法被引量：1
《原子能科学技术》2020年第9期1660-1665,共6页王晓坤 王端 齐少璞 胡赟 张东辉 
钠冷快堆采用封闭组件,流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要途径。传统的流量分区优化设计方法的计算量随组件数的增加呈指数增长,不适用于解决大型问题。本文建立了流量分区设计的最优化模型,并设计了基于最优个体保存策略的遗传算法...
关键词：钠冷快堆 流量分区 遗传算法 
钠冷快堆中间热交换器模型的不确定度研究
《科技创新导报》2020年第23期111-113,共3页李健捷 张东辉 王利霞 叶尚尚 王晋 杨军 刘一哲 
核安全已成为人们日益关注的重大问题,不确定度评估是核反应堆最佳估算安全分析中的重要一环。本文概述了池式钠冷快堆CFR600中间热交换器的一维单管模型,并针对该模型,考虑了几何、物性、边界条件等输入参数不确定度的影响,分别利用基...
关键词：钠冷快堆 不确定度 中间热交换器 拉丁超立方抽样 误差传播公式 
中国实验快堆的主要技术创新和工程经验被引量：17
《原子能科学技术》2020年第S01期194-198,共5页张东辉 杨洋 赵佳宁 
中国实验快堆(CEFR)是863计划能源领域重点项目,是我国核能“热堆、快堆、聚变堆”三步走战略中的重大步骤。工程2010年实现首次临界,2011年实现首次并网发电,实现了我国快堆从单项技术向工程项目的突破。通过CEFR项目的实施,我国快堆...
关键词：中国实验快堆 快堆技术 快堆工程 钠冷快堆 
钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发被引量：2
《原子能科学技术》2020年第4期606-614,共9页马晓 林超 李淞 周志伟 冯预恒 张东辉 
为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各...
关键词：钠冷快堆 乏燃料组件 棒束区 热工水力分析 
快堆系统分析程序FASYS堆芯分析模块验证被引量：4
《原子能科学技术》2020年第2期264-272,共9页王晋 张东辉 
中国原子能科学研究院自主开发了快堆系统分析程序FASYS,已用于中国实验快堆的调试试验分析,目前正用于中国示范快堆的事故分析。FASYS程序包含堆芯分析模块、一二回路模块、事故余热排出系统模块等,其中堆芯分析模块包括点堆、衰变热...
关键词：快堆 系统分析程序 堆芯分析 程序验证 
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