研究领域

致力于以提高核反应堆安全性能为目标,开展先进核反应堆热工水力设计及安全分析领域的基础研究。

²  先进核燃料元件性能分析(板状、棒状、环形、ATF

²  核反应堆热工安全分析软件开发及应用研究

²  核反应堆热工水力基础实验研究

²  汽液两相流动不稳定性研究

科研项目
项目编号 项目名称 项目来源 起讫时间 承担角色 项目类别
11775174 快堆钠池自由液面卷吸现象机理及其缓解措施研究 国家自然科学基金面上项目2018-1~负责人纵向项目
2017-DGB-Ⅱ-FWCG-94 堆内高温辐照试验装置变形行为分析程序开发 中国原子能科学研究院2017-8~负责人横向项目
20170423 燃料包壳鼓胀变形模型验证 中国原子能科学研究院2017-4~负责人横向项目
2016-DGB-I-KYSC-0016 管束沸腾实验研究 军工横向项目2016-8~负责人横向项目
008-ZB-B-2016-C30-00311 ATF与反应堆系统安全性能分析工具开发及性能评价 国家重大科技专项外协项目2016-1~负责人纵向项目
11575141 钠冷快堆液体悬浮式非能动停堆系统关键基础技术研究 国家自然科学基金面上项目2016-1~负责人纵向项目
201611018 燃料元件性能分析评价系统开发 中国人民解放军63672部队2016-10~负责人横向项目
008-ZB-B-2015-C30-00237 核燃料软件数据收集整理技术服务 中科华核电技术研究院有限公司2015-7~负责人横向项目
20150538 水封结构水力验证试验及数值模拟计算 中广核工程设计有限公司2015-4~负责人横向项目
JK-2015-0023 RELAP5程序钠流体模拟改造 中核武汉核电运行技术股份有限公司2015-11~负责人横向项目
IMPTFCG20151059 圆形通道内弥散流流动与换热特性研究 中国科学院近代物理研究所2015-11~负责人横向项目
CNPHFZ14KY2N0925/00 多节点安全壳热工水力分析程序开发 中核集团“龙腾2020“科技创新计划核心能力提升项目2014-10~负责人横向项目
20110201120047 核热耦合条件下液钠沸腾两相流动不稳定性分析研究 教育部博士点基金2012-1~负责人纵向项目
20130124 管道贯穿裂纹泄漏率计算软件联合开发 中国核动力研究设计院2012-11~负责人横向项目
2011GB113001-1 超临界水冷包层关键技术研究 科技部ITER计划专项2011-9~负责人纵向项目
2011ZX06004-024-02-00 严重事故分析相关软件研发 国家重大科技专项2011-1~负责人纵向项目
KZZJJ-A-201101 运动条件下堆芯核热耦合流动不稳定性研究 武器装备预研基金2011-1~负责人纵向项目
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论文期刊
论文标题 作者 发表/完成日期 期刊名称
Development of a new Pellet-Clad Mechanical Interaction (PCMI) model and its application in ATFs Yangbin Deng, Yingwei Wu*, Bowen Qiu, Dalin Zhang, Mingjun Wang, Wenxi Tian,2017-04-01Annals of Nuclear Energy
Thermal-mechanical coupling behavior analysis on metal-matrix dispersed plate-type fuel Yangbin Deng, Yingwei Wu, Dalin Zhang, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G.H. Su*2017-02-01Progress in Nuclear Energy
Experimental simulation of liquid entrainment in ADS-4 depressurization line in AP1000 Xiang Yan, Wu Yingwei*, Sun Ducheng, Tian Wenxi, Zhang Peng, Qiu Suizheng, S2016-12-01Progress in Nuclear Energy
Mechanism study and theoretical simulation on heat split phenomenon in dual-cooled annular fuel element Yangbin Deng, Yingwei Wu*, Yuanming Li, Dalin Zhang, Wenxi Tian, G.H. Su, Su2016-10-01Annals of Nuclear Energy
Development of a thermal–mechanical behavior coupling analysis code for a dual-cooled annular fuel element in PWRs Yangbin Deng, Yingwei Wu*, Dalin Zhang, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G.H. Su2016-02-01Nuclear Engineering and Design
The influence of ocean conditions on thermal-hydraulic characteristics of a passive residual heat removal system Mengmeng Xi, Yingwei Wu*, Wenxi Tian, G.H. Su, Suizheng Qiu2015-10-01Progress in Nuclear Energy
Neutronics and thermo-hydraulic design of supercritical-water cooledsolid breeder TBM Jie Cheng, Yingwei Wu∗, Wenxi Tian, Guanghui Su, Suizheng Qiu2015-02-01Fusion Engineering and Design
Theoretical investigations on two-phase flow instability in parallel channels under axial non-uniform heating Xiaodong Lu, Yingwei Wu*, Linglan Zhou, Wenxi Tian, Guanghui Su, Suizheng Qiu2014-08-31Annals of Nuclear Energy
Subchannel thermal-hydraulic analysis of the fuel assembly for liquid sodium cooled fast reactor Wu Yingwei, Li Xin, Yu Xiaolei, Qiu SZ, Su GH*, Tian WX2013-08-18Progress in Nuclear Energy
Development of VTSAS 1.0 and application to an IPWR Yao Xiao, Yingwei Wu, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, Guanghui Su*2013-08-01Nuclear Engineering and Design
Development of a transient thermal-hydraulic code for analysis of China Demonstration Fast Reactor Hu BX, Wu Yingwei, Tian WX, Su GH*, Qiu SZ2013-01-01Annals of Nuclear Energy
Development of a thermal-hydraulic analysis software for a passive residual heat removal system Wu Yingwei, Su GH*, Qiu SZ, Tian WX2012-12-01Annals of Nuclear Energy
An innovative method for prediction of liquid metal heat transfer rate for rod bundles based on annuli Zaiyong Ma, Yingwei Wu, Zicheng Qiu, Wenxi Tian, Guanghui Su, Suizheng Qiu*2012-10-01Annals of Nuclear Energy
Experimental study on critical heat flux on a downward-facing stainless steel disk in confined space Wu Yingwei, Su GH*, Sugiyama K.2012-08-01Annals of Nuclear Energy
Study on onset of nucleate boiling in bilaterally heated narrow annuli Wu Yingwei, Su GH*, Hu BX, Qiu SZ2010-12-01International Journal of Thermal Sciences
Development of a thermal-hydraulic analysis software for the Chinese advanced pressurized water reactor Wu Yingwei, Su GH*, Qiu SZ, Zhuang CJ2010-11-01Nuclear Engineering and Design
Experimental study on critical heat flux in bilaterally heated narrow annuli Wu Yingwei, Su GH*, Qiu SZ, Hu BX2009-12-01International Journal of Multiphase Flow
Subcooled pool boiling of water on a downward-facing stainless steel disk in a gap Su GH*, Wu Yingwei, Sugiyama K.2008-12-01International Journal of Multiphase Flow
Natural convection heat transfer of water in a horizontal gap with downward-facing circular heated surface Su GH*, Wu Yingwei, Sugiyama K2008-12-01Applied Thermal Engineering
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国家发明专利
名称 申请号 专利类型 申请日期
用于大型喷雾场激光粒度仪的光路切换装置及使用方法 CN201610177369.9发明 2016.08.17
一种V锥流量计竖直安装结构 CN201510742483.7发明 2016.03.23
稳态情况下两相流分相 流量的测量装置 CN201210531857.7发明 2016.03.09
一种模拟核反应堆上腔 室液滴夹带的压力容器及方法 CN201310497698.8发明 2016.03.02
模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法 CN201310497247.4发明 2015.12.02
反应堆第4级自动降压系统喷放卸压模拟实验装置及方法 CN201310497699.2发明 2015.12.02
高温高粘度液态金属电磁流量计 CN201210556276.9发明 2015.08.26
液态金属钠沸腾两相流动换热特性实验装置 CN201210381075.X发明 2015.07.01
一种基于热电厂辅汽系统的大型蒸汽试验系统及方 CN201510038989.X发明 2015.05.20
一种汽水分离再热器换热管束实验装置及方法 CN201510039037.X发明 2015.05.20
玻璃光管与金属管的密封连接结构 CN201210531672.6发明 2015.03.27
双层玻璃T型管实验段连接结构 CN201310496649.2发明 2015.03.06
一种基于聚变裂变混合堆水冷包层的实验段及其实验方法 CN201310123685.4发明 2015.02.06
一种用于减少流动换 热实验中实验管段热损失的热块装置 CN201310007974.8发明 2015.02.04
液态金属钠实验回路压力传感器 CN201110350598.3发明 2014.11.05
堆芯紧急冷却热混合试验装置及其试验方法 CN201310577048.4发明 2014.05.28
一种液态金属钠运输储存设备 CN201210053625.5发明 2014.03.06
一种多孔介质填充结构 可视化压力测量装置 CN201210243057.5发明 2014.03.05
液态金属钠沸腾两相热工水力实验回路系统及其实验方法 CN201210381288.2发明 2014.03.05
一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法 CN201310497698.8发明 2014.02.26
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出版物
出版物 作者 出版日期 出版社
先进核反应堆结构与动力设备 巫英伟(5/7)2016-03-01中国原子能出版社
核动力系统热工水力计算方法 巫英伟(6/7)2013-11-01清华大学出版社
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奖项成果
奖项名称 获奖年份 奖项类型 奖项等级 申报部门
先进核动力系统多因素跨维度强耦合动态分析技术及应用 2017国家技术发明奖二等奖西安交通大学
先进核动力系统三维全尺寸动态模拟技术及系统 2016省部级科技成果奖一等奖教育部
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