超临界水堆相关论文
超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界......
高温蠕变性能是反应堆材料性能评价的一个重要指标，为降低试验成本、辐射剂量及加强辐照试验的穿透度，用非常规微小试样已成为试验研......
控制棒抽出瞬态是超临界水堆瞬态事件中最为危险的事件之一。通过求解三维中子时空动力学方程,并将时空动力学物理程序与热工程序......
为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题，本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理一热工耦合稳态分析模型，并......
给出了无量纲分析法与频域法相结合的稳定性分析方法的详细描述,并定义了影响稳定性的关键无量纲数。针对垂直加热通道内超临界水......
中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验（SCWR-FQT）的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验......
超临界水冷堆（SCWR）是在高于水的临界点（374℃,22.1 MPa）的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。......
由于超临界水堆（SCWR）在系统简化、降低成本和提高热效率上的优势,SCWR的研究在全球范围内得到广泛关注。在众多有关超临界水堆的研......
针对超临界水堆特殊的水物性参数和独立的慢化剂通道设计,对堆芯计算程序PARCS和热工水力程序RELAP5进行了适应性改造。使用改造后......
超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆......
本工作从热工水力和中子物理两方面对混合能谱超临界水堆混合谱堆芯的快谱区多层组件进行优化设计。对于轴向以再生区和裂变区交替......
本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案，包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统......
堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义，辐照装置位于反应堆堆芯栅格，是超临界水回路的核心部......
物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据......
超临界水堆(SCWR)是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆(SCWR-M)......
以超临界水堆传热关系式为基础，利用模糊数学中贴近度的概念，设计了贴近度计算模型。应用该模型，比较了临界水堆实际工况与各经验公式......
钍燃料的开发利用,是解决日益紧迫的核燃料供应、核废料及核扩散问题的有效途径。本文提出了一种应用于超临界水堆的新型增殖铀钍......
由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆（SCWR）被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是......
《中华人民共和国核安全法》指出核设施在设计过程中必须符合核安全标准,采用合理设备参数与技术要求,提供多样保护与多重屏障以满......
针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点，建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化......
开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证,分析研究SCWR组件设计目标,对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性,论证选......
超临界水堆和先进沸水堆在结构和原理上存在很多相似点,但在安全特性方面存在一定的差异性。本文通过对比分析超临界水堆和先进沸......
提出了一种新型的超临界水堆概念设计：混合能谱超临界水堆，它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件，快谱区采......
利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、......
提出超临界水混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。用MCNP与STAFAS程序对多层燃料组件进行初步的中子物理与热工水力性能分析,同时......
针对超临界水堆的能谱特性及钍燃料的中子特性，提出了一种应用于超临界水堆的新型铀钍混合燃料组件设计方案，并利用组件计算程序“Dr......
针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆（SCWR-M）进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布......
本文以超临界水堆(SCWR)水棒热中子谱组件为研究对象,建立了一套适用于该类组件中子学性能计算的分析方法,以此为基础分析了栅元富......
超临界水堆(Super-Critical Water-Cooled Reactor,SCWR)是第四代核能系统中唯一的水冷反应堆,在超临界水堆典型运行工况中,燃料元......
《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》中指出,到“十三五”末,核电安全保持国际先进水平,放射源辐射事故发......
当主流温度高于拟临界温度时,超临界流体为类似气体的流体,故其换热系数相对较低。采用自适应结构化网格,利用商业CFD软件Fluent6.......
详细介绍了自主开发的超临界水堆（SCWR）安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西......
对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型（SCLWR-H）的滑压启堆方案,......
采用计算流体力学（CFD）数值模拟方法对光滑方环管和带螺旋肋片方环管内超临界水传热特性进行初步研究。计算结果表明，光滑方环管内超......
国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究，但对其堆芯内超临界流体流动传热特征的认识还十分欠缺。本研究采用CFX软件对典型超临界反......
福岛事故后严重事故分析再次在国际上引起了研究人员的重视,为缓解假想的严重事故,核能界提出了不同的缓解方案,其中熔融物堆内滞......
针对超临界水堆（SCWR）控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STT......
在超临界水堆中,当超临界水流过带有绕丝的燃料棒时可能诱发其发生振动,使得燃料包壳发生疲劳现象。带有的接触的非线性有限元模型......
超临界水堆是国际第IV代核能系统论坛推荐的6种第IV代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价......
超临界水冷堆是一种第四代反应堆设计,使用超临界水作为工作流体。由于超临界水堆的结构简单且具有较高的热效率,因而成为了备受关......
超临界水堆作为由第四代核能系统国际论坛(GIF)提出的六种先进反应堆之一,具有广阔的发展前景。相比现有轻水反应堆而言,超临界水......
超临界水堆是六种第四代核能系统中唯一的水冷堆，与传统轻水堆相比，超临界水堆由于能谱变化范围更广，因此可以实现热谱、快谱等不同设......
在第四代核电系统中,超临界水堆由于其更高的经济性和堆芯安全性,受到各国研究者的广泛关注。但其运行压力为25MPa,冷却剂出口温度......
本文在子通道程序的燃料棒模型中引入三维导热方程,使该模型能用来模拟燃料棒的周向导热情况。采用改造后的子通道程序对混合谱超......
通过提高W含量,调整V、Ta、Ti、N等微合金元素含量,设计了9Cr3W型低活性马氏体钢。研究了该钢的微观组织结构与硬化、时效及相转变......
采用PGSTHT30型电化学工作站,对不同种类的ODS钢在1mol/L的硫酸溶液中的电化学腐蚀特性进行了研究,测量了极化曲线和自腐蚀电位,对......
超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行......
