闫新龙

作品数:6被引量:8H指数:1
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供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文主题:核电站反应堆屏蔽结构反应堆压水堆压力容器更多>>
发文领域:核科学技术自动化与计算机技术电气工程动力工程及工程热物理更多>>
发文期刊:《核动力工程》《科技视界》《防护工程》更多>>
所获基金:国家自然科学基金更多>>
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小型铅基核反应堆发电技术在国防工程中的应用初探
《防护工程》2022年第5期42-47,共6页张鏖 孙云厚 吴文谊 姜建中 闫新龙 刘超 
电力供应是国防工程指挥防护效能发挥的核心要素,为满足现代战争作战需求,提高工程电力保障能力,进而提升国防工程战时生存能力和保障效能,从国防工程电力需求特点、保障难点、安全评价等角度开展分析;基于小型铅基核反应堆发电原理,对...
关键词:铅基核反应堆 国防工程 发电技术 方案设计 安全评估 
一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究被引量:1
《核动力工程》2022年第3期33-37,共5页闫新龙 李毅 罗涵禹 田野 
基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了...
关键词:反应堆 氮气稳压 瞬态模拟 冷启动 
泡沫不锈钢层TRISO颗粒的堆内行为模拟
《核动力工程》2021年第4期133-137,共5页尹春雨 刘仕超 焦拥军 周毅 高士鑫 邢硕 青涛 汪丽达 闫新龙 
国家自然科学基金项目(12005213)。
三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏...
关键词:TRISO颗粒 热-力学行为 泡沫不锈钢 弹性模量 
回收铀堆芯物理设计可行性研究
《科技视界》2021年第12期33-35,共3页闫新龙 王帅 蒋朱敏 蔡云 于颖锐 
文章以国内M310核电厂长循环燃料管理为基础,采用SCIENCE V2程序对比研究了常规载钆燃料棒组件及堆芯和回收铀载钆燃料棒组件及堆芯的K-inf、堆芯循环长度和FHΔH等关键中子学参数的差异,分析了堆芯采用回收铀载钆燃料棒的可行性、经济...
关键词:回收铀 燃料管理 载钆燃料棒组件 M310反应堆 
基于相角裕度的PID控制器自整定改进算法的研究被引量:6
《核动力工程》2020年第S02期108-113,共6页郑艳秋 张英 尤恺 赵梦薇 李羿良 陈冠宇 闫新龙 
为实现电厂比例-积分-微分(PID)控制器参数的快速高效整定,深入分析继电特性法中基于相角裕度自整定方法(PM法)存在的问题,针对工程应用中最常见的一阶惯性加纯迟延对象,提出一种改进的PM法。改进算法提出了目标相角裕度的设计和被控对...
关键词:继电特性法 相角裕度自整定方法(PM法) 一阶惯性加纯迟延对象 自整定 相角裕度 
MOX燃料反应堆回路设备源项计算程序开发被引量:1
《科技视界》2015年第27期269-270,共2页闫新龙 吕焕文 谭怡 
FCSC程序是中国核动力研究设计院自主研制的用于计算核动力装置主、辅回路系统设备中的裂变产物、腐蚀产物和锕系核素的源项程序。MOX燃料中包含大量U(U-235、U-238)和Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242),其中Pu-239、Pu-241...
关键词:FCSC程序 MOX燃料 源项 
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