马昌文
- 作品数：66 被引量：164H指数：7
- 供职机构：清华大学更多>>
- 发文基金：国家高技术研究发展计划“九五”国家科技攻关计划国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术一般工业技术化学工程理学更多>>
- 核供热堆堆芯出口冷却剂温度测量方法和误差估计
- 2002年
- 提出了 2 0 0MW核供热反应堆堆芯出口冷却温度测量的新方法 ,即将铠装热电偶插入位于燃料元件盒支承格子板上的空间正交沟槽内 ,其测量端与燃料侧的侧平面平齐 ,热电偶测得的温度代表燃料元件盒中心区域冷却剂的温度。根据误差分析 ,在NHR -2 0 0运行工况下堆芯冷却剂出口温度的最大误差是±2 0℃ ,满足工程精度的要求。
- 查美生沈健马昌文陈实
- 关键词：冷却剂铠装热电偶测温
- 低温核供热站数字化保护系统的研究及其可靠性分析被引量：3
- 1999年
- 讨论了一种新型的低温核供热站数字化保护系统的设计方案，这一方案对保护系统信号采用了并行处理技术（由以微处理器为核心的软件处理单元和以通用阵列逻辑芯片为核心的硬件处理单元构成），以设备的多样性为手段，从根本上克服一般数字化保护系统由软件引起的共模失效问题，明显提高了系统的可靠性。
- 李铎石铭德马昌文解正国
- 关键词：并行处理可靠性
- 化学气相沉积制备SiC涂层——I.热力学研究被引量：7
- 1998年
- 对化学气相沉积（ＣＶＤ）法制备ＳｉＣ的热力学进行了系统研究，考察了Ｈ２－ＭＴＳ，Ａｒ－ＳｉＯ－Ｃ，Ｈ２－ＳｉＯ－ＣｘＨｙ，Ｈ２－ＳｉＨ４－ＣｘＨｙ等体系，着重研究了温度、压力、载气量和初始反应气体浓度对沉积单相ＳｉＣ的影响，以ＣＶＤ相图的形式给出了计算结果，这些相图对ＣＶＤ法制备ＳｉＣ的实验具有指导作用．
- 朱庆山邱学良马昌文
- 关键词：化学气相沉积热力学相图
- 200MW 低温核供热堆应急电力系统的可靠性分析被引量：2
- 1998年
- 简要介绍了２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统的设计特点，并用故障树分析方法，对其应急电力系统的可靠性进行了分析，从理论上论证了现有简化的２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统设计方案的安全母线供电可靠性指标在保留小数点后４位要求时，与采用一般核电厂应急电力系统设计方案时相一致。
- 姚良忠梅启智马昌文郭人俊郑杰毛蓓琳张桂芬
- 关键词：核供热堆可靠性分析
- 核供热堆的研究发展现状及前景被引量：12
- 1990年
- 本文论述了核能供热的重要意义,目前国内外核供热研究发展的现状,并从提高核供热堆的利用系数和扩大供热反应堆的应用方面,对核供热反应堆的综合利用途径进行了论述。由于核供热反应堆具有良好的固有安全性、良好的经济性及对环境污染小等优点,成本低于燃煤供热的锅炉房热能成本,是一种安全。经济而又清洁的能源,可节约大量煤炭,缓解运输的紧张状况,并能净化环境,所以核供热在中国是很有发展前途的。
- 王大中马昌文董铎林家桂
- 关键词：核供热水力传动
- 5MW低温核供热试验堆(5MW THR)被引量：9
- 1990年
- 本文概括地介绍了5MW 低温核供热试验堆(5MW Test Heating Reactor,以下简称 5MWTHR)。其中包括建堆目的、总体参数、技术特点、关键技术研究、安全分析及运行试验结果,说明这种堆具有很高的固有安全性及运行可靠性,是城市集中供热的理想热源。
- 王大中董铎马昌文林家桂
- 关键词：核供热安全性
- 5MW THR的安全特性和设计准则被引量：3
- 1990年
- 本文介绍了5MW THR 的主要安全特性及部件设计准则和分级的考虑。指出了核供热堆安全设计中仍存在的问题。
- 郑文祥董铎马昌文林家桂王家英
- 关键词：核供热安全性
- 核反应堆不同温度流体热混合的机理及实验研究
- 1996年
- 探讨了在核反应堆热工流体力学中具有普遍意义的不同温度流体达到热混合均匀状态的过程和机理。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）热气导管内的流体热混合主要是径向对流扩散过程。用流体温度空间分布的方差表示混合效果，通过雷诺比拟方法求得在点热源下游流动流体的径向扩散系数解析解，与在模拟热气导管内的点热源下游流动流体的扩散混合实验的结果相符合。在雷诺数Ｒｅ为（１．００～３．５０）×１０５范围内，径向湍动系数εｒ的相应范围是（１．００～４．００）×１０－３ｍ２／ｓ。反映混合效果的湍动系数与流速ｕ之比εｒ／ｕ随雷诺数Ｒｅ变化不大，解释了在高温堆堆芯底部结构中Ｒｅ对流体混合效果影响不大的现象。
- 姚梅生黄志勇马昌文徐元辉
- 关键词：热气导管反应堆流体力学
- 中国核供热试验堆和示范站被引量：1
- 1990年
- 报告讨论了核供热的意义,从环境卫生、能源需求及运输紧张等几个观点看来,在我国发展核供热都是必需的。报告中提出了发展核供热的计划设想。目前,功率为5MW的供热试验堆正在调试,功率为200MW的核供热示范站计划于1994年底建成,报告中列出了这些供热堆的主要特性及参数。分析表明这种堆具有很高的固有安全性,报告也强调指出对这种堆来说,热工水力稳定性是一个重要问题,报告也包含了一些针对这两个堆的一些试验结果。
- 王大中马昌文董铎林家桂
- 关键词：供热试验堆核能
- 反应堆用虹吸管式重力注硼系统
- 本发明属于核反应堆领域，其目的在于提供一种虹吸管式重力注硼系统。该系统将贮硼罐放置在高于反应堆的地方，依靠液位差使硼液自动注入反应堆；注硼管采用虹吸管形式，平时靠管内的不可凝气体的堵塞，保证硼液不误漏入反应堆；通过监测管...
- 彭木彰王大中马昌文佟允宪李卫华李歆
