超临界水冷堆相关论文
核材料的辐照损伤问题是未来先进核能反应堆研发最大的挑战之一。钨是聚变堆面向等离子体材料的主要候选材料,面临着来自聚变堆等......
随着社会经济的发展，核能在能源中的比重逐步的增加，但核能的发展受到了核资源的限制。如何提高核资源的利用率就成为第四代反应堆的......
最近几年来，在第四代先进核能系统研发热潮背景下，国内外对第四代反应堆系统开展了大量研究工作。超临界水冷堆作为第四代堆型中唯一......
超临界水冷堆(Supercritical water cooled reactor-SCWR)是第四代先进核能系统,是GIF重点研发第四代堆型。反应堆热工水力是SCWR......
核能是高效清洁型能源。经过六十余年的发展，其在大型发电技术中的应用日趋成熟。第四代反应堆中的超临界水冷堆与现有的轻水堆相比......
超临界水堆（Supercritical Water-Cooled Reactor,SCWR）是第四代新型核能系统中唯一的水冷堆，具有热效率高、系统结构简单、安全性好......
采用Gleeble-3500热模拟试验机,利用金相显微镜、扫描电子显微镜等手段,研究了不同温度对C-276合金热拉伸行为的影响.结果表明:该......
在热谱超临界水冷堆设计中,工质在堆芯内剧烈的密度变化使堆芯轴向方向慢化不均匀,需要引入水棒结构减小这种影响.为描述超临界水......
在压力23～28 MPa、质量流速700～300 kg/(m2·s)、热流密度200～800 kW/m2的参数范围内,对超临界水冷堆堆芯棒径D=8mm、栅距比P/D=1.2的......
采用RDL50型蠕变持久试验机研究316Ti、347、HR3C和6XN四种奥氏体不锈钢和718、825、800H三种高温合金在550~700℃,65-120 MPa范围......
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......
近日，在巴黎召开的第四代核能系统国际论坛（GIF）政策组会议上，中国政府签署了加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统安排协议。......
文章针对超临界水冷堆的运行工况,采用简化的换热模型,利用CFD软件Fluent6.2对超临界水圆管内的换热进行计算。结果表明,随着热流......
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......
研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序。针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取......
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......
针对超临界水冷堆（SCWR）开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-......
采用计算流体力学软件CFX对超临界水冷堆主容器出口管的温度分布进行数值分析。研究提出在出口管与主容器之间设计-隔热套管，以避免......
超临界水冷堆中需要单独设计水棒结构，水棒中流过慢化剂水使得堆芯得到充分慢化。本文采用日本设计堆型作为研究对象，自主设计S型、D......
超临界水冷堆燃料性能验证实验（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。本工作应用修改过的ATHLET程序对......
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......
针对超临界水冷堆热工水力系统简化模型，采用微扰动线性化及Laplace变换的方法，对热工水力系统的非线性守恒方程进行线性化处理，推导......
基于频域法研究了超临界水冷堆CSR1000的流动不稳定性。建立了CSR1000的堆芯数学模型,并利用开发的程序FREDO-CSR1000分析了堆芯平......
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......
采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650％和室温下±0．5％应变幅的低周疲劳性能，并采用扫描电镜对试验后样品进行......
重点考虑组件的均匀慢化和充分慢化性能,兼顾组件的结构和热工因素的影响,提出了超临界水冷堆(SCWR)双排六边形燃料组件概念设计方......
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......
利用物理．热工水力耦合计算程序系统（MCATHAS）分析2种六角形双排超临界燃料组件，充分考虑了超临界水冷堆（SCWR）中冷却剂、慢化剂轴向温度......
在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分......
基于类三角形子通道超临界水的传热试验,建立了超临界水冷堆三角形子通道物理模型。采用雷诺应力湍流模型SSG,在压力为23～28 MPa、......
应用热力学计算与实验验证,系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M（铁素体/马氏体）钢基体相及显微组织的影响规律,并在此基础上,对......
基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析......
基于中国百万千瓦级超临界水冷堆（CSR1000）总体性能参数,对超临界水冷堆（SCWR）反应堆压力容器进行研究,提出SCWR反应堆压力容器总体设......
现有的超临界水冷堆(SCWR)燃料组件通过采用“水棒”组件设计方式,以解决中子慢化不足的问题,但对组件及堆芯设计方案的工程可行性......
本文对目前国际国内超临界水冷堆物理-热工耦合程序研究领域的发展情况进行了总结,介绍了目前已经完成的多种物理-热工的耦合计算......
超临界水冷反应堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的六种堆型中唯一的轻水堆型。SCWR和现有的轻水堆相比，具有热效率高，系统设......
本文介绍了超临界水冷堆的概念、基本原理、固有特点及优势,综合分析了超临界水冷堆的国际研发现状及未来发展趋势,从工程研发的角......
本论文主要对超临界水冷堆的四种候选材料进行了离子辐照损伤研究,这四种候选材料分别是镍基合金C-276、镍基合金718、铁素体/马氏......
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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RDL50型蠕变持久试验机研究奥氏体不锈钢316Ti、347、HR3C和6XN在550℃／90MPa、600℃／85 MPa、650℃／70MPa和700℃／65MPa条件下的......
针对超临界水冷反应堆（SCWR）开发了物理-热工水力耦合计算程序系统（MCATHAS）。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功......
以日本超临界水冷堆（SuperLWR）为背景，建立相关数学物理模型，计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下，主泵惰转时间、紧急停堆延迟时......
利用实验数据和计算流体力学（CFD）商用软件CFX对现有子通道分析模型进行研究，分析其在超临界水冷堆（SCWR）分析中的适用性，并根据分析结果......
选取超临界水冷堆（SCWR）燃料组件作为研究对象,在平均孔口尺寸条件下,对堆芯功率分布进行模拟,建立了热工水力计算模型并进行了程序......
采用时域法对超临界水冷堆（SCWR）中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数......
超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一，是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在......
选取了7种最为广泛应用的超临界水换热关系式，计算分析了超临界水冷堆设计工况下堆芯的传热能力。结果表明，采用不同的公式计算出的......
