超临界水堆

作品数：82被引量：115H指数：5
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相关机构：华北电力大学中国核动力研究设计院上海交通大学西安交通大学更多>>
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给水扰动下超临界水堆堆芯温度特性研究被引量：1
《湖北电力》2021年第5期115-119,共5页周蓝宇 周涛 许鹏 唐剑宇 程品晶 刘亮 
北京市自然科学基金(项目编号:3172032);新进教师科研启动项目(项目编号:3203002104A2)。
以超临界水堆为研究对象,计算研究了给水扰动对反应堆堆芯温度的影响。研究结果表明,给水流量5%阶跃下降后,第一流程最高包壳温度与第二流程最高包壳温度均有上升,主蒸汽温度上升;给水温度上升会带来多普勒反馈变化,这种变化会引入负反...
关键词：超临界水堆 给水扰动 堆芯温度 负反应性 多普勒反馈 
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 
典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究被引量：1
《核科学与工程》2021年第2期366-377,共12页杨雯 任彦昊 吴攀 单建强 
国家重点研发计划(2018YFE0116100)。
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水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱...
关键词：超临界水堆 非能动安全系统 CSR1000 安全系统设计 事故分析 
超临界水堆全系统启动特性研究
《核动力工程》2019年第5期13-17,共5页袁园 单建强 王丽 王冬青 张小英 
为研究超临界水堆(SCWR)全系统启动特性,以SCTRAN程序为计算工具,基于中国超临界水堆(CSR1000)堆芯参数、高性能轻水反应堆(HPLWR)热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路,建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的...
关键词：超临界水堆 SCTRAN 全系统启动模型 
CSR1000启动过程控制特性研究被引量：1
《核动力工程》2019年第3期115-120,共6页袁园 王丽 罗涵禹 单建强 张小英 王冬青 
启动系统和启动特性分析是超临界水堆(SCWR)设计的重要组成部分,为了实现全系统启动分析,以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础,提出了新的宽参数范围的壁面换热模型,在此基础上设计了启动过程的控制系统,包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系...
关键词：超临界水堆(SCWR) SCTRAN 控制系统 启动 
基于失流事故的SCWR—M安全系统优化
《核科学与工程》2018年第4期648-656,共9页孙沉 宋美琪 刘晓晶 程旭 
混合谱超临界水堆(SCWR—M)是一个一次流通的单回路系统,因此失流事故(LOFA)是非常重要的安全分析事故。其非能动安全系统包括余热排出系统(ICS)、蓄压安注(ACC)、重力驱动冷却系统(GDCS)以及自动泄压系统(ADS)。本文首先用ATHLET—SC...
关键词：混合谱超临界水堆 安全系统优化 LOFA计算 
超临界水反应堆传热分析被引量：2
《科技视界》2018年第5期51-52,共2页舒曦 
超临界水堆(SCWR)是是被国际上选定为第四代核电系统长远开发的六种堆型之一,是在现有的轻水堆和超临界火电基础上开发出革新型设计。在超临界水堆的堆芯设计过程中,棒束间子通道内冷却剂流动的换热情况和子通道间的湍流交混系数的关系...
关键词：超临界水堆(SCWR) 模拟软件fluent 湍流交混系数通用经验关系式 
模糊贴近度方法在超临界水堆换热关系式选择中应用
《核技术》2017年第12期75-80,共6页周涛 李兵 齐实 马栋梁 黄彦平 
中核核反应堆热工水力技术重点实验室项目(No.2013B40);国家海洋重大专项(No.2016YFC1402501)资助~~
以超临界水堆换热关系式为基础,利用模糊数学中贴近度的概念,并引入变异系数法确定各影响因素的权重。比较了确定工况与各经验公式适用范围的贴近程度,获得了该工况下最为适用的经验关系式。结果表明,采用Hamming贴近度、Euclid贴近度...
关键词：超临界水堆 关联式 模糊贴近度 变异系数法 
SCWR堆芯稳态性能分析程序计算偏差分析
《核动力工程》2017年第6期1-4,共4页杨平 王连杰 明哲东 赵文博 孙伟 徐阳 李海博 
针对剧烈传热情况下超临界水堆堆芯稳态性能分析程序SNTA与SRAC堆芯轴向功率分布计算结果偏差较大的问题,分析偏差产生的主要原因。逐一排查影响因素,确认轴向功率分布偏差主要源于截面反馈作用不同。SRAC程序与SNTA程序采用的截面数据...
关键词：超临界水堆 稳态性能分析 轴向功率分布 计算偏差 能群结构 
CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析
《原子能科学技术》2017年第12期2253-2257,共5页王连杰 张知竹 陈炳德 姚栋 卢迪 赵文博 
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STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程...
关键词：超临界水堆 三维瞬态分析 高价值落棒 低价值落棒 最大包壳壁面温度 
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