压水堆相关论文
本文研究了国内外工程经验、法规标准和用户要求，提出了一套简化先进轻水堆安全系统配置方案。这套安全系统采用非能动安全系统应对......
压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）腐蚀产物会在锆合金表面形成污垢（Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD），冷却剂中硼在CRUD......
在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混......
文章针对压水堆核燃料组件板弹簧压紧系统,考虑在堆内运行期间的屈服现象,基于材料力学理论开展板弹簧力学特性分析,进一步通过试......
上管座是核燃料组件的重要部件.为满足燃料组件自主研发需求,根据上管座的功能要求,文章设计了适用于17×17型燃料组件的上管座,并......
压水堆环状燃料元件的新型设计概念中，将燃料芯块制成圆环状，分别在芯块的内部和外部加装包壳，使得燃料元件可以同时在内、外两个流道......
临界热流密度（CHF）与核反应堆的运行安全密切相关,其对反应堆堆芯内燃料组件的结构设计优化和热工水力现象研究有至关重要的影响。为......
参数化过程是保障Pin-by-pin计算精度的重要环节,而传统组件主干-分支计算结合堆芯宏观燃耗计算的策略会导致参数化过程中出现历史......
以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂......
安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,除了抵御外部人为破坏和自然灾害外,还应执行外部撞击事件的防护等功能。目前,在役、......
学位
以177压水堆堆芯结构作为嬗变堆芯,设计适用于压水堆的涂层式嬗变靶.嬗变靶为棒状结构,内部为UO2,外部为次锕系核素(MA)与6 LiD的......
核能多联产系统,通过核电站与供热、海水淡化等系统耦合,具有良好的经济、社会和环境效益.本文通过建立核能多联产热经济性模型,分......
在压水堆核电站的设计中需要考虑管道破裂产生的动态效应,这些动态效应会使相关的管道、设备和构筑物中产生非常大的动态载荷,这些......
研究分析了压水堆核电厂中14 C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中14 C的排放水平,分......
功率运行期间,压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)一回路腐蚀产物在燃料组件沸腾区域发生沉积形成污垢(Chalk Rivers Unidenti......
采用低压力的整体试验系统来模拟研究压水堆核电站事故下的瞬态过程是一种经济可行的方法.降压过程比例分析是保证试验系统在不等......
由于核电机组单机容量大、功率调节相对困难及需要停堆换料等特点,核电的接入将对电网产生重大影响。分析了第三代非能动压水堆核......
本文首先以MCB程序的计算结果为参考，对组件计算程序PARAGON用于压水堆内钍基燃料组件的计算进行了校核。在此基础上，利用PARAGON程......
以新设计跨间搅混格架为研究对象,利用显示动力学有限元分析方法,建立了MSMG动力学有限元模型,对动态屈曲过程进行了数值模拟研究,......
CAP1400是基于中国的核工业体系和装备制造能力,在国家重大科技专项及新型举国体制的推动下,再创新形成的具有自主知识产权的三代......
通过调研分析国外核电厂调试领域标准和国内常规电力调试标准情况,以构建和丰富完善中国核电调试标准体系为出发点,从体系完整性、......
压水堆核电站二回路凝结水精处理系统的主要技术特点是处理水量大、出水水质要求高.为适应核电站大容量凝结水精处理对高速混床运......
非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)作为第三代先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分，能够直接从钢......
会议
对压水堆核电厂来说,蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故发生的概率比较高,世界上现有核电厂也发生过此类事件.处理这类事件时,操纵员......
针对国内某百万千瓦核反应堆主泵的水力性能要求,完成主泵水力部件设计;为研究出口收缩角α对水力性能的影响,设计了13种压水室出......
东方阿海珐核泵有限责任公司为引进消化吸收法国热蒙CPR1000型主泵技术,为满足主泵出厂性能试验的要求,采用法国技术建造了一座小......
使用最佳估算程序RELAP5/MOD3.2进行核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的仿真计算,仿真结果同实验结果相比偏差较大.......
会议
本文简要介绍了百万千瓦压水堆核电站LOCA 监测系统（LSS），深入研究了LSS 系统的算法，理清了计算方法和思路，明确了算法难点，确定了算法中......
先进压水堆的一个重要特点是其非能动特性.非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.使用RELAP......
本报告对MOX燃料组件在我国现役大亚湾M310堆芯的应用可行性及经济性进行了初步研究，得到了M310堆芯由全堆装载UO2燃料组件向使用30......
已有的研究表明，当MOX 燃料的钚含量增加时，空泡反应系数将可能变为正值。NEA MOX空泡效应基准题发现，在MOX燃料与UOX燃料混合装载时，......
压水堆堆芯的功率分布可由中子扩散方程的高阶谐波线性展开，结合中子探测器的读数，可实现反应堆堆芯功率分布的实时监测。其监测精度......
核电厂实际运行中，通常利用测定冷却剂取样中某些核素含量的方法判断燃料包壳是否破损，为了研究燃料元件包壳发生破损时压水堆一回路......
目前国内外常用的核电站堆芯物理设计软件一般都会采用组件等效均匀化的方法。这种方法有一个不可避免的误差来源，就是组件均匀化计......
下降液膜在第三代压水堆和高温气冷堆的高效蒸馏海水淡化中均有重要应用。本工作实验研究下降液膜流动的不稳定性。运用阴影成像法......
我国核电事业经过30年的发展,已取得长足的进步,到2003年初为止,我国大陆已有8个机组并网发电.另有3个机组正在建设.我国的核燃料......
在回顾近30年来,我国核电发展所取得的成就和存在的问题的基础上,结合当前的形势,就如何确定我国核电发展的战略目标和实施方案进......
本试验配合先进压水堆驱动线控制棒下落时间历程的理论分析,完成了控制棒和导向管材料之间接触特性参数试验,测量了不锈钢(0Cr18Ni......
蒸汽发生器应力分析中对管板常用的处理方法是用当量实心板进行等效简化.蒸汽发生器的管板是安装有很多传热管的孔板.大量开孔的存......
TRANP-NGFMN软件系统是一套可用于压水堆和沸水堆堆芯物理设计的物理计算软件。其中TRANP是一个用于组件均匀化的输运计算程序，其功......
本文以潜艇反应堆的基本要求为切入点,分析了美俄两国压水堆和液态金属反应堆的发展过程,总结了两国潜艇反应堆在不同的发展时期所......
钋-铍启动源棒系秦山300MW核电站压水堆的核心部件之一.为了确保压水堆的初次安全启动,成功地制造了一对210Po-Be启动中子源棒.突......
本文采用美国爱达荷(Idaho)国立工程试验室研制的CONTEMPT-LT/028(安全壳压力和温度响应)程序,论证百万千瓦级压水堆核电站安全壳......
本文应用严重事故分析程序MELCOR,对百万千瓦级压水堆核电厂全厂断电叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效的严重事故序列进行了计算分......
