CANDU

作品数：93被引量：46H指数：4
导出分析报告
相关领域：核科学技术电气工程更多>>
相关作者：吕会谢仲生霍小东陈明军樊申更多>>
相关机构：秦山第三核电有限公司中核北方核燃料元件有限公司西安交通大学加拿大原子能有限公司更多>>
相关期刊：更多>>
相关基金：国际科技合作与交流专项项目国家科技重大专项更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

结果分析中...
选择条件：
  • 期刊=核动力工程x
共 条 记 录，以下是1-10
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
钍燃料重水堆堆芯特性研究被引量：1
《核动力工程》2017年第S2期140-142,共3页孟智良 樊申 吴天垣 陈明军 张振华 
国家国际科技合作专项资助(2014OFA60650)
现有的CANDU重水堆(简称"重水堆")以天然铀作为燃料,但重水堆由于其独特的堆芯设计,具有较好的燃料灵活性,还可以烧低浓铀、回收铀和钍等燃料。研究现有重水堆改烧钍燃料后对堆芯特性和运行安全的潜在影响。使用DRAGON程序建立了重水堆...
关键词：CANDU重水堆 钍燃料 天然铀 无限栅元模型 堆芯特性参数 安全提升 
CANDU堆区域超功率保护工况重分组设计
《核动力工程》2016年第5期51-54,共4页王文聪 叶国栋 牟小川 盛建新 郑永祥 Doddy Kastanya 
CANDU堆区域超功率保护（ROP）系统用于缓慢失去反应性控制事故下防止燃料包壳出现烧干。机组老化会导致ROP运行裕量下降。为应对秦山第3核电厂CANDU堆ROP裕量不足的问题,通过对ROP工况分组原则、电站运行文件和运行策略、反应性控制机...
关键词：CANDU 区域超功率保护(ROP) 工况 重分组 
秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施被引量：3
《核动力工程》2013年第5期92-95,共4页赵卫东 石秀强 
CANDU-6重水反应堆堆芯压力管采用的锆合金(Zr-2.5Nb)材料长期处于高温、高压、高辐照的运行环境。由于锆合金吸氘,压力管存在氢致延迟开裂的风险。秦山第三核电厂通过改进制造和安装工艺、加强对运行工况的控制以及开展定期检查和预防...
关键词：锆合金 压力管 降级 缓解 
秦山三期CANDU 6机组停堆大修时热阱核安全要求分析被引量：1
《核动力工程》2008年第2期92-96,共5页韦华 
对秦山三期CANDU 6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则。对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了...
关键词：CANDU 6 大修 热阱 核安全 
MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究被引量：1
《核动力工程》2005年第6期535-538,543,共5页王晓霞 谢仲生 
针对CANFLEX组件装载MOX燃料在CANDU重水堆中的应用进行了时均和瞬态验证计算。计算结果表明,最大通道功率和最大棒束功率均未超过限值。勿需对堆芯结构和运行模式做重大改变即可完成从天然铀堆芯向MOX堆芯的过渡。提出了应用MOX燃料的...
关键词：CANDU堆 MOX燃料 PWR/CANDU联合循环 
CANDU堆燃料管理程序的物理热工水力耦合和时均计算模型的改进
《核动力工程》2004年第6期481-484,504,共5页霍小东 谢仲生 
研制了非线性迭代半解析节块法的扩散程序和稳态单通道热工水力程序,并将二者联接形成了CANDU重水堆燃料管理软件包FMPHWR,实现了物理与热工水力的耦合。参考压水堆(PWR)的经验,提出了类似PWR的考虑局部参数变化的参数化截面方法。对原...
关键词：CANDU 截面参数化 物理与热工水力的耦合 时均模型 
CANDU及RBMK压力管锆合金的氢致延迟断裂研究被引量：5
《核动力工程》2004年第5期439-443,共5页苟渊 李言荣 陈宏彤 王云惠 薛淑娟 
采用紧凑拉伸试样(CT),在恒定载荷、不同氢含量、不同温度条件下,测量了CANDU堆和RBMK堆Zr-2.5Nb压力管材料氢致延迟开裂速率。用金相显微镜和扫描电镜观察断口及氢化物形貌,并测量临界应力场强度因子及开裂速率,对材料的微结构及氢化...
关键词：氢致延迟断裂 氢化物 Zr-2.5Nb压力管 开裂速率 
秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的研究
《核动力工程》2004年第2期97-100,共4页霍小东 谢仲生 
对秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的可行性用DRAGON/DONJON程序做了时均堆芯研究分析。确定秦山三期采用稍浓铀的最优富集度为1.125wt%。并对使用此富集度稍浓铀的秦山三期CANDU堆做了基于通道年龄模型的瞬时堆芯检验计算。结果表明,在使用2...
关键词：CANDU:稍浓铀 天然铀 时均模型 
先进CANDU型反应堆慢化剂流场和温度场的数值研究
《核动力工程》2003年第S2期34-37,74,共5页卢向晖 贾宝山 
应用数值方法对先进CANDU型反应堆(ACR、TANES等)慢化剂冷却系统的3个慢化剂回路方案的流场和温度场进行了数值模拟。通过分析和比较得出方案B的性能是最优的。通过计算结果和实验结果的比较,验证了所采用的数值方法是可靠的。
关键词：CANDU 慢化剂 数值方法 温度场 流场 
CANDU堆燃料管理计算软件的应用研究
《核动力工程》2003年第5期471-473,493,共4页巨海涛 吴宏春 
我国秦山三期核电厂采用的是加拿大CANDU-6反应堆机组。这是我国首次引进重水压力管式反应堆堆型,为了满足这一新堆型燃料管理计算的需要,开发了CANDU堆燃料管理的计算软件DRAGON/ DONJON。并采用这套程序对秦山三期CANDU-6反应堆进行...
关键词：CANDU 燃料管理 软件 
全选清除导出
共2页<12>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部