云南高校图书馆联盟文献共享服务平台- 超临界水堆

超临界水堆: 作品数：82被引量：115H指数：5; 导出分析报告; 相关领域：核科学技术更多>>; 相关作者：王连杰周涛夏榜样李庆赵文博更多>>; 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>>; 相关期刊：《科技视界》《核动力工程》《国外核动力》《西安交通大学学报》更多>>; 相关基金：国家重点基础研究发展计划国家自然科学基金中央高校基本科研业务费专项资金长江学者和创新团队发展计划更多>>

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超临界水堆材料及部件的腐蚀行为潜在问题分析及预测（续）——材料的腐蚀行为: 《国外核动力》2013年第5期24-39,共16页熊茹赵宇翔解怀英唐睿肖泽军易伟; 3材料的腐蚀行为3.1材料演化核电材料的演化已经具有一段较长的历史。从1951年开始，在水冷核动力技术中，人们很少考虑不锈钢甚至低合金钢的腐蚀问题，并理所当然地认为当代的合金已具有很好的完整性，对腐蚀不敏感。这种认识导致了很...; 关键词：腐蚀行为核电材料超临界预测部件水堆低合金钢动力技术

超临界水堆材料及部件的腐蚀行为潜在问题分析及预测（第一部分）——引言及腐蚀行为分析: 《国外核动力》2013年第4期36-42,共7页熊茹赵宇翔解怀英唐睿肖泽军易伟; 感谢核能开发科研技术研制项目“超临界水冷堆技术研发（第一阶段）”、四川省科技计划项目“超临界核电站燃料包壳材料应用技术研究”以及核安全局项目“超临界水冷堆材料的腐蚀和应力腐蚀行为预测研究”的资助.; 1引言超临界水冷反应堆（SCWR）是第四代核能系统优选的一种堆型，正确选择堆内燃料包壳和结构材料，并对性能老化过程中的潜在问题进行分析和预测，对SCWR的研发和工程应用具有重要意义。根据反应堆材料研发的一般规律，发展SCWR必...; 关键词：结构材料关键部件超临界水堆腐蚀行为行为分析预测 FE-CR-NI合金第四代核能系统

超临界水堆的燃料组件设计研究: 《国外核动力》2009年第4期40-48,共9页J．Hofmeister C．Waata J．Starflinger，eta1．胡冬梅（译）黄春兰（校）; 与现有的轻水堆相比，欧洲高性能轻水概念堆（HPLWR）不但具有更高的系统压力（超过水临界点），而且具有更高的堆芯冷却剂温升和堆芯出口温度，因此，发电厂汽轮机的发电功率和热效率也更高。在HPLWR中，有7种以上的因素会导致堆芯冷...; 关键词：燃料组件组件设计轻水堆超临界堆芯设计发电功率蒸汽腔室热力学分析

第四代超临界水堆流体流动与传热的多维模型: 《国外核动力》2008年第6期9-14,53,共7页Tara Gallaway Steven E Antal Michael Z. Podowski 王少武（译）张廷祥（校）; 本文对第四代超临界水冷反应堆的流体流动与传热的机械建模和理论计算分析等进行了研究，内容包括：超临界水特性分析模型的发展以及全三维计算建模结构对超临界水冷反应堆流体流动与传热的模拟应用。得到了在不同超临界压力下拟临界温...; 关键词：超临界水传热系数流体流动多维模型第四代水堆水冷反应堆计算流体动力学

超临界水堆10年计划被引量：1: 《国外核动力》2005年第2期14-27,共14页DavidW.Dstby 张琼陈柄德; 超临界水堆(SCWR)是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高(大约45％，现有轻水堆的热效率约为33％)，而且可以大大简化装置．超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在...; 关键词：超临界水堆热效率冷却剂设计思路

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