超临界水冷堆

作品数：140被引量：229H指数：8
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超临界水冷快堆结构材料性能研究
《中文科技期刊数据库(文摘版)工程技术》2019年第2期00212-00212,共1页叶磊 
本文计算筛选出一种超临界水冷堆结构组件的材料,利用MCNP构建相应的反应堆结构组件模型,并对四种候选材料展开仿真计算,仿真结果表明,马氏体不锈钢T91的缓发中子份额最高,其最符合超临界水冷堆结构组件的设计要求。
关键词：超临界水冷堆 MCNP 缓发中子份额 
政策
《科技中国》2014年第6期9-9,共1页
中国政府：正式参与国际超临界水冷堆技术研发 5月22日至23日，国家科技部代表中国政府正式提交了中方申请加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统的函，并在会上签署了加入第四代核能系统国际论坛临界水冷堆系统安排协议。
关键词：第四代核能系统 超临界水冷堆 国际论坛 中国政府 国家科技部 
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 
展望第四代核能系统之一:超临界水冷堆——专访彭士禄院士被引量：4
《中国核电》2009年第4期290-291,共2页李照煦 卫广刚 
近年来,世界各国提出了许多新核反应堆设计和核燃料循环方案。2001年,美国、法国、日本等10个国家组成了"第四代国际核能论坛"(简称GIF),约定共同研发第四代核能系统,使其在安全性、经济性、可持续发展、防核扩散等方面都有显著的先进...
关键词：第四代核能系统 水冷堆 超临界 院士 展望 法国巴黎 核燃料循环 反应堆设计 
CANDU型核电站技术特点及其发展趋势被引量：1
《现代电力》2006年第5期49-54,共6页阮养强 彭孝兴 
以中国秦山三期核电站的CANDU 6机组为例,介绍加拿大原子能公司原创开发的CANDU型核电站技术特点及其发展概况。讨论这种类型核电站的系统组成与压水堆核电站之间的相似性,CANDU堆芯结构的基本特点;着重指出这些特点对核电经济性、安全...
关键词：重水堆 CANDU 固有安全性 燃料灵活性 先进重水堆 超临界水冷堆 
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