Research Fields

  • 1. 先进核能系统研发及非能动安全技术

  • 2. 最佳估算加不确定性分析方法

  • 3. 先进两相流数值方法及其在反应堆热工及安全分析中应用

  • 4. 优化方法在核动力系统设计中应用研究

Science Project

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Project number Project name Project origin Start time Roles Project kind
19 热工模型不确定性分析评价方法研究 国家重大专项 2019-1~ 负责人 Vertical project
18 无人潜航器新型核动力装置安全特性及智能自主控制 策略研究 国家重点研发计划 2019-12~ 负责人 Vertical project
17 ATF燃料临界热流密度及临界后传热特性研究 中广核研究院有限公司 2019-10~ 负责人 horizontal project
16 水力载荷分析模型开发 中国核动力研究设计院 2018-1~ 负责人 horizontal project
15 堆芯补水箱和先进安注箱分析模型开发 中国核动力研究设计院 2018-1~ 负责人 horizontal project
14 程序模型不确定性评价与事故不确定性分析方法研究 中国核动力研究设计院 2018-1~ 负责人 horizontal project
13 用于压水堆核电厂多尺度瞬态分析的三维三流场两相流模型及高保真高效算法研究 国家自然科学基金项目 2018-1~ 负责人 Vertical project
12 导则验证平台接口程序验证和分析评价 中国核电工程有限公司 2017-7~ 负责人 horizontal project
11 用于事故分析的系统分析程序和机理分析程序适应性技术开发 中广核研究院有限公司 2017-3~ 负责人 horizontal project
10 螺旋管式直流蒸汽发生器一维瞬态热工水力计算分析软件开发 上海核工程研究设计院有限公司 2017-12~ 负责人 horizontal project
9 堆芯再淹没实验数据库建立 中国核动力研究设计院 2016-9~ 负责人 horizontal project
8 LOCA水力载荷分析程序开发研究 中国核动力研究设计院 2015-5~ 负责人 horizontal project
7 模块式小型压水堆（ACP100）事故处理规程的开发与研究 中国核电工程有限公司 2015-2~ 负责人 horizontal project
6 竖直和水平管内蒸汽冷凝换热模型研究 中国核动力研究设计院 2015-1~ 负责人 horizontal project
5 热工水力模型论证分析 中国核电工程有限公司 2014-2~ 负责人 horizontal project
4 海洋条件子通道分析软件开发及验证技术服务 中广核研究院有限公司 2014-10~ 负责人 horizontal project
3 系统分析程序开发及非能动安全系统方案研究 上海核工程研究设计院有限公司 2013-1~ 负责人 horizontal project
2 RELAP5大破口失水事故重要模型不确定性研究 中国核动力研究设计院 2013-1~ 负责人 horizontal project
1 堆芯物理—热工设计及系统安全分析软件包研发的工作参与（2）-热工安全（2） 国家重大专项 2011-1~ 负责人 Vertical project
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 n  主要期刊论文

1. Jun Huang, Junli Gou, Wenjie Ding, Bo Zhang, Jianqiang Shan, Development of a sub-channel analysis code based on the two-fluid model and its preliminary assessment, Nuclear Engineering and Design, Volume 340, 2018, Pages 17-30.

2. Fei Chao, Jianqiang Shan, Junli Gou, Pan Wu, Li Ge, Study on the algorithm for solving two-fluid seven-equation two-pressure model, Annals of Nuclear Energy, Volume 111, 2018, Pages 379-390.

3. Zijiang Yang, Jianqiang Shan, Junli Gou, Mamoru Ishii, SGTR analysis on CPR1000 with a passive safety system, Nuclear Engineering and Design, Volume 332, 2018, Pages 319-328.

4. Zijiang Yang, Jianqiang Shan, Junli Gou, Preliminary assessment of a combined passive safety system for typical 3-loop PWR CPR1000, Nuclear Engineering and Design, Volume 313, 2017, Pages 148-161.

5. Junli Gou, Baoijng Wang and Jianqiang Shan, Development of an analytical model for pure vapor downflow condensation in a vertical tube, Nuclear Engineering and Design, Volume 320, 2017, 346-360.

6. Junli Gou, Haifu Ma, Zijiang Yang and Jianqiang Shan. An assessment of heat transfer models of water flow in helically coiled tubes based on selected experimental datasets. Annals of Nuclear Energy, Volume 110, 2017, 648-667.

7. Junli Gou, Haifu Ma, Zijiang Yang and Jianqiang Shan. Analysis of loss of residual heat removal system for CPR1000 under cold shutdown operation. Annals of Nuclear Energy, Volume 105, 2017,Pages 25-35.

       8. 苟军利，王宝靖，丁文杰，单建强. 竖直管内纯蒸汽冷凝换热机理模型的开发，核动力工程，2017 38(5)，156-159。

9. 袁园，苟军利，单建强等.热管冷却空间反应堆系统启动特性研究，原子能科学技术，2016 50(6)，pp.1054-1059。

10. 于爱民，苟军利，丁文杰等. 大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用. 原子能科学技术，2016，（01）：92-97.

11. Tianyu Lu, Jianqiang Shan, Junli Gou and et.al., Preliminary safety analysis on loss of flowaccidents and external source transients for LBE cooled ADSR core，PROGRESS INNUCLEAR ENERGY，2016，88：134~146.

12. Pan Wu，Jianqiang Shan，Junli Gou，Laurence K.H. Leung，BinZhang，Bo Zhang，Heat transfer effectiveness for cooling of Canadian SCWR fuelassembly under the LOCA/LOECC scenario，Annals of Nuclear Energy，2015，81：306~319

13. WU Pan，SHAN Jian-Qiang，GOU Jun-Li，ZHANG Bin，ZHANG Bo，WANGHe-Nan，No-core-melt assessment for Canadian-SCWR under LOCA/LOECC，Nuclearscience and techniques，2015，26（2）：59~66.

       14. 苟军利，胡宏伟，单建强等. 先进安注箱热工水力特性研究，西安交通大学学报，2015，49(11)，116-121.

       15.Pan Wu，Junli Gou，Jianqiang Shan，Bo Zhang，Xiang Li，Preliminarysafety evaluation for CSR1000 with passive safety                  system，Annals of NuclearEnergy，2014，65：390~401.

16. Pan Wu，Junli Gou，Jianqiang Shan，Yang Jiang，Jue Yang，Bo Zhang，Safety analysis code SCTRAN development for              SCWR and its application to CGNPCSCWR，Annals of Nuclear Energy，2013，56（6）：122~135.

17. Junli Gou, Yuki Ishiwarari, Yoshiaki Oka, Masanori Yamakawa, CFD analyses in tight-lattice subchannels and seven-rod bundle        geometries of a Super Fast Reactor, Nuclear Engineering and Design, Volume 241, Issue 5, 2011, 1656-1666.

18. Junli Gou, Zhi Shang, Yuki Ishiwarari, Yoshiaki Oka, Masanori Yamakawa, Satoshi Ikejiri, CFD analysis of heat transfer in                subchannels of a Super Fast Reactor, Nuclear Engineering and Design, Volume 240, Issue 7, 2010, 1819-1829.

 

n  主要会议论文

1. Qingwen Xiong, Junli Gou and Jianqiang Shan, Investigation on Methods for Uncertainty Quantification of Constitutive Models and the Application in BEPU, 2018 26th International Conference on Nuclear Engineering, London, England, July 22–26, 2018.

2. Qingwen Xiong, Junli Gou, Jianqiang Shan, Analysis of LOFT LBLOCA with Best Estimate Plus Uncertainty,Best estimate plus uncertainty international conference 2018, Lucca, Italy, May 13-19, 2018.

       3.Ma Haifu, Gou Junli. A Review and Correlations for Two Phase Flow Heat Transfer in Helically Coiled Tubes, Proceedings of                 NURETH 17, 2017, Xi’an, P21644. 

       4.Huang J, Gou Junli,Shan Jianqiang. Numerical Simulation of the Pressure Wave Propagation Problems with RELAP5, Proceedings         of NURETH 17, 2017, Xi’an, P21199.