SCWR相关论文
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......
介绍国际核能界正在着手开发的第4代核能系统的背景和要达到的目标.第4代核能系统国际论坛根据第4代核能系统目标选择了6种最有希......
以CFD软件FLUENT为工具对超临界水堆的三维带交混翼的方形单通道模型进行了数值模拟.模型考虑了交混翼的仰角对于通道内温度分布及......
超临界水冷堆（SCWR）因具有较高的热效率和较强的经济竞争性等优势引起许多国家和地区的广泛关注。MOX燃料即普通燃料UO_2与PuO_2的混......
超临界水堆（SCWR）作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆,具有良好的经济性与技术延续性。本文采用最新开发的热工-物理耦合计算......
中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验（SCWR-FQT）的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验......
在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆（SCWR）设计技术基础上，提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组......
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。......
本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案，包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统......
超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR—FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全......
提出了超临界水冷混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。应用MCNP程序为该组件建立计算模型，并进行了相应的物理计算；同时运用子通道分......
采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描......
开展了316不锈钢具有保载时间的蠕变．疲劳交互试验、先疲劳后蠕变以及先蠕变后疲劳的蠕变．疲劳交互试验。在试验数据的基础上，对316不......
本文以超临界水堆(SCWR)水棒热中子谱组件为研究对象,建立了一套适用于该类组件中子学性能计算的分析方法,以此为基础分析了栅元富......
超临界水冷堆（SCWR）作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆，冷却剂出口温度可达500℃，具有良好的经济性。本文采用改进的COBRA-Ⅳ程序对......
采用计算流体力学（CFD）数值模拟方法对光滑方环管和带螺旋肋片方环管内超临界水传热特性进行初步研究。计算结果表明，光滑方环管内超......
运用TACOS程序对混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)进行多种事故条件下的瞬态分析,并与另2种不同流程设计的SCWR的瞬态热工水力及安全......
CSR1000是中国目前正在研究的超临界水冷堆。在超临界水冷堆(SCWR)中其温度变化大会导致SCWR堆芯中冷却剂水密度的急剧降低,而这种......
