SCWR

作品数：53被引量：75H指数：5
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高耐蚀含铝奥氏体不锈钢在超临界水中腐蚀行为研究
《核动力工程》2024年第6期271-279,共9页高阳 郭相龙 姜钰凡 伍建文 唐睿 黄彦平 张乐福 
国家重点研发计划项目(2018YFE0116200)。
为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 含铝奥氏体不锈钢(AFAs) 均匀腐蚀 氧化铝膜 LAVES相 
超临界水冷堆用候选奥氏体耐热不锈钢热时效组织研究被引量：2
《核动力工程》2023年第6期148-154,共7页李俊 李绍宏 熊茹 杨红梅 李萌蘖 
国家重点研发计划(2018YFE0116200)。
为了研究热时效过程中超临界水冷堆(SCWR)用候选包壳材料含铝奥氏体耐热钢(AFA)热时效组织和冲击性能的变化,对铝含量为2.5%的AFA钢在650℃进行了500~3000 h热时效处理。利用场发射扫描电镜对析出相及冲击断口进行观察,利用透射电镜对...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 燃料包壳 AFA钢 冲击性能 
超临界水冷堆热工水力与安全研发
《核动力工程》2023年第5期223-231,共9页赵学斌 黄彦平 臧金光 
超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 热工水力 研发进展 研发任务 
超临界水冷堆候选包壳管材的低周疲劳性能试验研究
《核动力工程》2023年第5期237-243,共7页赵宇翔 熊茹 梁波 唐睿 
国家重点研发计划(2018YFE0116200)。
为了获得超临界水冷堆(SCWR)候选包壳材料20Cr-25Ni的低周疲劳性能数据,为SCWR的设计、研发和工程提供技术参考,本文采用MTS809试验机开展了20Cr-25Ni在室温、500℃、650℃、800℃空气环境中的低周疲劳试验,获得了多级循环滞回曲线、循...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 包壳管 不锈钢 低周疲劳 曲线 
超临界水冷堆CSR150概念设计被引量：1
《核动力工程》2023年第S01期9-13,共5页甯忠豪 王连杰 卢迪 夏榜样 黄彦平 陈兴 
国家自然科学基金(12075228);国家重点研发计划国际科技合作专项(2018YFE0116100)。
超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 中国超临界水冷堆(CSR1000) 超临界技术示范堆(CSR150) 
基于CFD的光滑棒束通道内超临界水传热特性及网格敏感性分析
《中原工学院学报》2023年第1期73-81,共9页徐维晖 翟禹鑫 王为术 王杰 
中原科技创新领军人才项目(224200510022)。
基于CFD对2×2光滑棒束通道网格模型多维度节点的敏感性进行分析研究,得到最佳网格参数,并以此为基础分析棒束通道内温度、速度场参数分布规律,探究光滑棒束通道内超临界流体的流态特征。结果表明,周向及径向网格节点数目对结果影响较...
关键词：SCWR 网格敏感性 棒束通道 传热特性 
小型模块化超临界水冷堆研发
《核动力工程》2021年第6期72-76,共5页臧金光 黄彦平 
科技部重点研发计划(2018YFE011061);国家自然科学基金(51906235);中国博士后科学基金面上项目(2018M643528);四川省应用基础研究计划(2019YJ0298)。
小型模块化超临界水冷堆(SCW-SMR)是超临界水冷堆(SCWR)与小型模块化反应堆(SMR)的有机融合,可兼具二者的优势,既具有独立的市场需求,也为大型百万千瓦级超临界水冷堆的工程实践提供了基础。本文介绍了SCW-SMR的研发背景、国际主要研发...
关键词：小型模块化反应堆(SMR) 超临界水冷堆(SCWR) 研发阶段 技术考虑 
超临界水冷堆研发进展被引量：6
《核动力工程》2021年第6期1-4,共4页臧金光 黄彦平 
国家重点研发计划(2018YFE011061);国家自然科学基金(51906235);中国博士后科学基金面上项目(2018M643528);四川省应用基础研究计划(2019YJ0298)。
超临界水冷堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 研发进展 建议和任务 
压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估被引量：1
《核动力工程》2021年第5期156-161,共6页吴攀 任彦昊 单建强 黄彦平 
国家重点研发计划(2018YFE0116100)。
在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间...
关键词：失水事故 压力管式超临界水堆(PT-SCWR) 无堆芯熔化 辐射换热 二维导热 
SCWR类三角形通道超临界流动传热定位格架结构影响研究被引量：1
《核科学与工程》2019年第6期872-877,共6页徐维晖 闫友志 王为术 崔强 
国家自然科学基金项目(51876024);河南省高校科技创新团队支持计划资助项目(16IRTSYHN017);河南省科技创新人才计划(154100510011)
基于带定位格架类三角形子通道超临界水流动传热试验,数值研究了棒径为8 mm,栅距比为1.4的超临界水冷堆(Supercritical Water Cooled Reactor,SCWR)类三角形通道超临界流动传热定位格架结构影响,分析了同型定位格架典型结构参数和不同...
关键词：超临界水冷堆(SCWR) 定位格架 类三角形 传热特性 数值研究 
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