侯周森

作品数：4被引量：14H指数：1
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发文主题：超临界水堆停堆钍核电站安全换热器更多>>
发文领域：核科学技术经济管理电气工程建筑科学更多>>
发文期刊：《核技术》《华北电力大学学报（社会科学版）》《华北电力技术》更多>>
所获基金：国家重点基础研究发展计划中央高校基金更多>>
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超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析
《华电技术》2012年第11期22-25,78-79,共4页罗峰 周涛 侯周森 陈娟 
核反应堆系统设计国家级重点实验基金(2011-153);国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800)
以日本热谱超临界水冷堆SCLWR-H为研究对象,建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下,分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、...
关键词：超临界水冷堆 瞬态 卡轴 最高包层温度 安全 
钍铀自持循环物理热工特性研究被引量：1
《核技术》2012年第10期795-800,共6页侯周森 周涛 陈娟 罗峰 程万旭 
国家重点基础研究发展计划(2007CB209800)资助;中国科学院战略先导科技专项(XDA03040000)资助
采用CANFLEX43型燃料棒为驱动燃料棒,基于燃料棒的富集度不同,设计了三种驱动方案。通过Dragon程序及建立的热工模型,对三种方案的燃料棒束栅元物理热工特性及冷却剂平均温度进行敏感性分析研究。结果表明:233U富集度为1.4%的驱动方案...
关键词：钍铀自持循环 富集度 微浓缩铀元件 ThO2 燃耗 
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 
中国核电发展的安全性研究被引量：12
《华北电力大学学报（社会科学版）》2011年第2期1-6,共6页周涛 李精精 侯周森 
安全是中国核电发展的第一原则。核电标准建设是核电安全发展的前提;先进的核电技术是核电安全性的基础;核安全文化是核电站安全运行的重要保障。对比中国压水堆和日本福岛沸水堆,本文阐述了中国现有的压水堆及正在发展的第三代AP1000...
关键词：压水堆 沸水堆 标准 技术 文化 安全性 
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