超临界水堆

作品数：82被引量：115H指数：5
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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 
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 
超临界水堆燃料棒流致振动简化模型被引量：1
《核科学与工程》2017年第3期362-366,共5页刘雨 陆道纲 汪喆 吴立村 
国家重大科技专项经费资助(2015ZX06004-002-003和2012ZX06004-012-004)
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使得计算量大大增加,而且其计算精度仍有待实验验证。本文针对超临界水堆流致振动实验,将绕丝的影响简化...
关键词：超临界水堆 流致振动 绕丝 疲劳分析 
超临界水堆与先进沸水堆安全特性差异性分析
《核安全》2016年第4期59-64,共6页陈杰 周涛 刘亮 
中核核反应堆系统设计技术重点实验室课题;项目编号2014BH0041;中央高校基本科研业务专项资金项目;项目编号2014BJ0086
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水堆两个堆型来研究它们安全特性的差异性,研究结果表明:超临界水堆由于不存在汽水两相,不会发生偏离泡核...
关键词：超临界水堆 先进沸水堆 堆芯系统 安全系统 安全特性 
超临界水堆典型事故分析被引量：4
《核动力工程》2016年第2期151-155,共5页刘亮 周涛 陈杰 方晓璐 陈娟 魏晓燕 夏榜样 
中核核反应堆系统设计技术重点实验室课题(2014BJ0041);中核核反应堆热工水力技术重点实验室课题(2013B40);中央高校基本科研业务专项资金项目(2014BJ0086;2014BJ0087)
选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门...
关键词：中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000) 瞬态 安全 SCAC 
不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性被引量：1
《中国电机工程学报》2013年第29期80-87,12,共8页陈娟 周涛 刘亮 程万旭 
中国核动力院反应堆系统设计国家重点实验室项目(2013-49);国家重点基础研究发展计划项目(973计划)(2007CB209800);中央高校基金项目(11QX51)~~
借助Dragon编制超临界水堆(supercritical water-cooled reactor,SCWR)中子截面数据库,并结合双群中子扩散方程建立物理计算模块,同时引入热工计算模块,建立超临界水堆物理热工耦合计算模型。选用2种不同的轴向富集度布置,进行物理热工...
关键词：超临界水堆 物理热工耦合 稳态 富集度 
物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析被引量：3
《原子能科学技术》2013年第5期804-810,共7页陈娟 周涛 罗峰 王晗丁 程万旭 
中国核动力研究设计院反应堆系统设计国家重点实验室基金资助项目(2011-153);华北电力大学校内专项基金资助项目(11QX51)
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编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型...
关键词：超临界水堆 耦合 瞬态 给水加热丧失 
氩气保护条件下微小试样的高温蠕变行为研究
《核技术》2013年第4期235-238,共4页谢晴瑜 陆道纲 钱昕 洪阳 党俊杰 
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究的趋势。用微小片状试样进行高温蠕变试验。为避免高温氧化对材料性能数据的影响,用自主设计改进的...
关键词：蠕变 镍基合金C276 超临界水堆 微小试样 
超临界水冷堆与WWER1000型压水堆的安全特性比较分析被引量：1
《华北电力技术》2012年第10期1-5,19,共6页罗峰 周涛 侯周森 程万旭 陈娟 
国家重点基础研究发展计划(2007CB209800)资助;中央高校基金(11QX51)资助;中国核动力院反应堆系统设计国家重点实验室(2011-153)资助
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。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却...
关键词：超临界水堆 一次循环 卡轴 安全特性 
镍基合金C276的高温蠕变性能和行为被引量：8
《中国电机工程学报》2012年第11期100-105,152,共6页毛雪平 郭琦 胡苏阳 张声远 陆道纲 
国家重点基础研究发展计划项目(973项目)(2007CB209803973);长江学者和创新团队发展计划项目(IRT0720)~~
材料问题尤其是燃料包壳材料是超临界水堆的两大难题之一。文中以包壳候选材料之一镍基合金C276为研究对象，对其在600-750℃／130-500MPa条件下进行高温蠕变试验，考察温度和应力对蠕变过程的影响；分析稳态蠕变速率随应力和蠕变断裂...
关键词：镍基合金 C276 蠕变 稳态蠕变速率 超临界水堆 
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