超临界水冷堆相关论文
核材料的辐照损伤问题是未来先进核能反应堆研发最大的挑战之一。钨是聚变堆面向等离子体材料的主要候选材料,面临着来自聚变堆等......
SiC涂层在高温环境中具有优异的力学、腐蚀和辐照性能,成为超临界水冷堆的候选包壳材料.本文采用化学气相沉积获得具有不同组织结......
利用氧化增重法对镍基合金C-276 在500 ℃/25MPa 超临界纯中的氧化动力学行为进行了研究，并利用扫描电镜（SEM ）和X 射线衍射（XRD ）对材......
超临界水冷堆具有经济性、延续性以及可持续性等诸多综合优势,是核电技术路线进一步发展的自然选择,也是清洁能源科学和技术领域基......
基于类三角形堆芯子通道超临界水传热不均匀性试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2～1.4的超临界水冷堆(SCWR)类三角形堆芯子通道物理......
为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流......
奥氏体不锈钢是超临界水冷堆的堆内构件的候选材料之一,本文实验以奥氏体不锈钢AL-6XN为对象,研究了氢离子辐照对奥氏体钢微观结构......
随着社会经济的发展，核能在能源中的比重逐步的增加，但核能的发展受到了核资源的限制。如何提高核资源的利用率就成为第四代反应堆的......
轻水是一种重要的冷却剂，目前提出的轻水堆主要有压水堆(PWR，pressurized waterreactor)、沸水堆(BWR，boiling water reactor)以及超......
超临界水冷堆(Supercritical water cooled reactor-SCWR)是第四代先进核能系统,是GIF重点研发第四代堆型。反应堆热工水力是SCWR......
超临界水冷堆(SCWR)是利用核能的超临界发电技术,效率高,经济性和安全性好。SCWR工质在燃料棒构成的堆芯流道流动传输核裂变释热,......
核能是高效清洁型能源。经过六十余年的发展，其在大型发电技术中的应用日趋成熟。第四代反应堆中的超临界水冷堆与现有的轻水堆相比......
采用Gleeble-3500热模拟试验机,利用金相显微镜、扫描电子显微镜等手段,研究了不同温度对C-276合金热拉伸行为的影响.结果表明:该......
在热谱超临界水冷堆设计中,工质在堆芯内剧烈的密度变化使堆芯轴向方向慢化不均匀,需要引入水棒结构减小这种影响.为描述超临界水......
在压力23～28 MPa、质量流速700～300 kg/(m2·s)、热流密度200～800 kW/m2的参数范围内,对超临界水冷堆堆芯棒径D=8mm、栅距比P/D=1.2的......
采用RDL50型蠕变持久试验机研究316Ti、347、HR3C和6XN四种奥氏体不锈钢和718、825、800H三种高温合金在550~700℃,65-120 MPa范围......
以日本热谱超临界水冷堆SCLWR—H为研究对象，建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下，分析该堆在寿期初主冷却......
近日，在巴黎召开的第四代核能系统国际论坛（GIF）政策组会议上，中国政府签署了加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统安排协议。......
文章针对超临界水冷堆的运行工况,采用简化的换热模型,利用CFD软件Fluent6.2对超临界水圆管内的换热进行计算。结果表明,随着热流......
超临界水冷堆（SCWR）因具有较高的热效率和较强的经济竞争性等优势引起许多国家和地区的广泛关注。MOX燃料即普通燃料UO_2与PuO_2的混......
研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序。针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取......
在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆（SCWR）设计技术基础上，提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组......
针对超临界水冷堆（SCWR）开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-......
【本刊2010年7月综合报道】超临界水冷堆（SCWR）是一种革新型轻水堆，它在水的超临界压力下运行，具有直流式反应堆和直接循环的主系统。......
为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组......
采用计算流体力学软件CFX对超临界水冷堆主容器出口管的温度分布进行数值分析。研究提出在出口管与主容器之间设计-隔热套管，以避免......
利用三维核热耦合计算程序，设计优化了环形燃料组件，并基于这种组件进行了超临界水冷堆（SCWR）堆芯设计。在环形燃料中，给水从燃料中心及......
应用RELAP5-3D程序建立了超临界水冷堆（SCWR）的稳态模型,并在此基础上,分别对SCWR的两种瞬态和两种事故工况进行了分析。汽轮机旁路......
超临界水冷堆中需要单独设计水棒结构，水棒中流过慢化剂水使得堆芯得到充分慢化。本文采用日本设计堆型作为研究对象，自主设计S型、D......
超临界水冷堆燃料性能验证实验（SCWR—FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。本工作应用修改过的ATHLET程序对......
超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR—FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全......
针对超临界水冷堆热工水力系统简化模型，采用微扰动线性化及Laplace变换的方法，对热工水力系统的非线性守恒方程进行线性化处理，推导......
基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故（失去给水加热、汽轮机失去负载......
基于频域法研究了超临界水冷堆CSR1000的流动不稳定性。建立了CSR1000的堆芯数学模型,并利用开发的程序FREDO-CSR1000分析了堆芯平......
提出了超临界水冷混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。应用MCNP程序为该组件建立计算模型，并进行了相应的物理计算；同时运用子通道分......
采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描......
采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650％和室温下±0．5％应变幅的低周疲劳性能，并采用扫描电镜对试验后样品进行......
重点考虑组件的均匀慢化和充分慢化性能,兼顾组件的结构和热工因素的影响,提出了超临界水冷堆(SCWR)双排六边形燃料组件概念设计方......
开展了316不锈钢具有保载时间的蠕变．疲劳交互试验、先疲劳后蠕变以及先蠕变后疲劳的蠕变．疲劳交互试验。在试验数据的基础上，对316不......
利用物理．热工水力耦合计算程序系统（MCATHAS）分析2种六角形双排超临界燃料组件，充分考虑了超临界水冷堆（SCWR）中冷却剂、慢化剂轴向温度......
超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制，因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反......
制定适用的超临界水堆堆芯冷却剂水化学运行和控制方式是确保其进入工业应用的重要基础。由于超临界水在中子辐照下具有强腐蚀性，容......
针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计，基于热工子通道与中子物理的耦合计算，对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析......
在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分......
基于类三角形子通道超临界水的传热试验,建立了超临界水冷堆三角形子通道物理模型。采用雷诺应力湍流模型SSG,在压力为23～28 MPa、......
应用热力学计算与实验验证,系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M（铁素体/马氏体）钢基体相及显微组织的影响规律,并在此基础上,对......
基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析......
