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水冷反应堆先进技术及其国际交流近况
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作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期89-96,共8页
文中简要介绍了最近两年来有关水冷反应堆先进技术国际交流情况.同时还介绍了瑞典PIUS、美国 AP-600和 PIUS/BWR、苏联 VVER 和日本 ABWR 等堆型中采用的先进技术。
关键词 水冷反应堆 非能动安全 固有安全
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超临界压力水冷反应堆核电站的热力系统
2
作者 吉桂明(摘译) 《热能动力工程》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期121-121,共1页
据《Teллoзнергетиka》2011年12月刊报道,莫斯科动力学院的专家对超临界压力水冷反应堆核电站的热力系统进行了研究。
关键词 水冷反应堆 超临界压力 热力系统 核电站 莫斯科动力学院
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核反应堆用锆合金性能分析 被引量:15
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作者 马林生 王快社 +1 位作者 岳强 彭胜 《金属世界》 2014年第5期38-42,共5页
锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸收截面低,用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料,可以节省铀燃料1/2左右。文章以Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-S... 锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸收截面低,用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料,可以节省铀燃料1/2左右。文章以Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb系典型锆合金为考察对象,较为系统地对比和分析了这些锆合金的合金元素、第二相粒子、力学性能、吸氢性能、腐蚀性能等的差异,对这些合金的应用情况进行评估,并在此基础上给出了新锆合金的研制建议。 展开更多
关键词 锆合金 反应堆 性能分析 结构材料 水冷反应堆 第二相粒子 定位格架 吸收截面
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英国开展先进反应堆核燃料研究
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作者 戴定 伍浩松 《国外核新闻》 2018年第9期23-23,共1页
英国商业、能源和工业战略部(BEIS)近日授予英国国家核实验室(NNL)和英国伍德集团(Wood Group)一份三年期合同,支持后两者开展先进反应堆核燃料研究。该合同着重于生产分析方法研究,包括先进水冷反应堆、高温气冷堆和液态金属快堆的反... 英国商业、能源和工业战略部(BEIS)近日授予英国国家核实验室(NNL)和英国伍德集团(Wood Group)一份三年期合同,支持后两者开展先进反应堆核燃料研究。该合同着重于生产分析方法研究,包括先进水冷反应堆、高温气冷堆和液态金属快堆的反应堆物理、热工水力学和燃料性能。国家核实验室和伍德在一份联合声明中表示,将即刻启动必要的研发工作,以建模和仿真技术为基础,发挥世界领先的核反应堆研究能力,支持英国境内先进核燃料的设计、论证和制造。 展开更多
关键词 先进反应堆 核燃料 英国 水冷反应堆 反应堆物理 高温气冷堆 热工水力学 生产分析
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美国水冷堆主回路在役去污工艺的发展概况
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作者 周贤玉 《中南工学院科技通讯》 1996年第2期6-12,共7页
本文介绍了美国60、70和80年代水冷反应堆主回路的在役去污工艺开发概况,重点是80年代中期巴特尔太平洋西北实验室和西屋电气公司在压水堆主回路在役去污工艺的开发研究中的技术路线、实验方法和实验装置。
关键词 美国 水冷反应堆 去污工艺
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Zr-4合金管材加工工艺对氢化物取向因子的影响 被引量:2
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作者 李启明 杜忠泽 +1 位作者 王文倩 于军辉 《金属世界》 2018年第4期24-26,33,共4页
锆合金广泛应于水冷反应堆的堆芯包壳材料和结构材料。在核反应堆运行时,锆合金表面被水氧化的同时,还会同时生成氢气。部分氢被锆合金吸收生成片状或者针状氢化锆。氢化物取向因子是衡量核反应堆用锆合金管材氢化物的重要指标。文章通... 锆合金广泛应于水冷反应堆的堆芯包壳材料和结构材料。在核反应堆运行时,锆合金表面被水氧化的同时,还会同时生成氢气。部分氢被锆合金吸收生成片状或者针状氢化锆。氢化物取向因子是衡量核反应堆用锆合金管材氢化物的重要指标。文章通过氢化物实验研究了加工工艺参数轧制送进量、退火制度及矫直弯曲量对Zr-4合金管材氢化物取向因子的影响关系。结果表明:Zr-4合金氢化物取向因子随着轧制送进量的增加有增大的趋势;不同轧制送进量的管材再结晶退火后,氢化物取向因子呈无序紊乱状态;Zr-4合金管材氢化物取向因子随着矫直弯曲量的增大而加大。 展开更多
关键词 ZR-4合金 锆合金管材 加工工艺参数 取向因子 氢化物 水冷反应堆 反应堆运行 再结晶退火
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整体加热球床通道内流动过冷沸腾起始点的实验研究 被引量:1
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作者 张小宁 孙中宁 +1 位作者 孟现珂 徐广展 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期58-62,共5页
以新概念球床水冷反应堆为背景,对含内热源球床通道中流动过冷沸腾起始(ONB)点的相关特性进行实验研究。选用直径8 mm的表面氧化碳钢球形成随机堆积床,利用电磁感应技术对球床整体加热,研究孔隙质量流速G、工质入口温度Tin和轴向测量位... 以新概念球床水冷反应堆为背景,对含内热源球床通道中流动过冷沸腾起始(ONB)点的相关特性进行实验研究。选用直径8 mm的表面氧化碳钢球形成随机堆积床,利用电磁感应技术对球床整体加热,研究孔隙质量流速G、工质入口温度Tin和轴向测量位置对ONB点热流密度qONB的影响。实验结果表明,当热流密度q增加到一定值时,壁温Tw随热流密度q的变化曲线会出现拐点,此拐点即为含内热源球床通道内流动ONB点;qONB随G的增加而增大,随Tin的升高而减小;越靠近球床通道出口,qONB越小。导出了计算含内热源球床通道内qONB的无量纲准则关系式,预测值与实验值的偏差在±20%的范围内。 展开更多
关键词 球床水冷反应堆 内热源球床通道 过冷沸腾起始点 感应加热
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锆-4合金的疖状腐蚀特性概述 被引量:2
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作者 陈琳 李远睿 《中国西部科技》 2003年第6期14-15,共2页
作为水冷动力堆燃料棒包壳材料的Zr-4合金在水冷动力反应堆中会发生疖状腐蚀。疖状腐蚀一旦发生,会造成有效壁厚减薄,这将影响包壳强度,可能引起破裂;另外,氧化锆粉末剥落后富集在冷却剂中,会导致二氧化锆在回路零件上沉积,引起回路零... 作为水冷动力堆燃料棒包壳材料的Zr-4合金在水冷动力反应堆中会发生疖状腐蚀。疖状腐蚀一旦发生,会造成有效壁厚减薄,这将影响包壳强度,可能引起破裂;另外,氧化锆粉末剥落后富集在冷却剂中,会导致二氧化锆在回路零件上沉积,引起回路零件的磨蚀损伤及其它影响。本文主要对Zr-4合金的疖状腐蚀特征及其产生机理作一简要的概述。 展开更多
关键词 锆-4合金 疖状腐蚀 水冷动力反应堆 燃料棒 包壳材料 原因
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核电建设拉动的高精铝材需求
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《铝加工》 CAS 2018年第3期61-61,共1页
不管核电站用的是什么堆型(沸水堆、压水堆、气冷堆和快中子堆)都要用一定量的铝及铝合金材料.在核工业中,铝材主要用做中、低温堆燃料元件的包壳、工艺管、辅肋管道等,工业纯铝在温度为100~130℃的水冷反应堆中得到广泛的应用.反应... 不管核电站用的是什么堆型(沸水堆、压水堆、气冷堆和快中子堆)都要用一定量的铝及铝合金材料.在核工业中,铝材主要用做中、低温堆燃料元件的包壳、工艺管、辅肋管道等,工业纯铝在温度为100~130℃的水冷反应堆中得到广泛的应用.反应堆铝材有两种,温度≤130℃的低温堆用元件包壳和结构材料. 展开更多
关键词 铝材 核电建设 水冷反应堆 燃料元件 铝合金材料 快中子堆 工业纯铝 结构材料
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The Shandong Shidao Bay 200 MW_e High-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module(HTR-PM) Demonstration Power Plant: An Engineering and Technological Innovation 被引量:23
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作者 张作义 董玉杰 +10 位作者 李富 张征明 王海涛 黄晓津 李红 刘兵 吴莘馨 王宏 刁兴中 张海泉 王金华 《Engineering》 SCIE EI 2016年第1期119-123,共5页
In 2005, the US passed the Energy Policy Act of 2005 mandating the construction and operation of a high-temperature gas reactor (HTGR) by 2021. This law was passed after a multiyear study by national experts on what... In 2005, the US passed the Energy Policy Act of 2005 mandating the construction and operation of a high-temperature gas reactor (HTGR) by 2021. This law was passed after a multiyear study by national experts on what future nuclear technologies should be developed. As a result of the Act, the US Congress chose to develop the so-called Next-Generation Nuclear Plant, which was to be an HTGR designed to produce process heat for hydrogen production. Despite high hopes and expectations, the current status is that high temperature reactors have been relegated to completing research programs on advanced fuels, graphite and materials with no plans to build a demonstration plant as required by the US Con- gress in 2005. There are many reasons behind this diminution of HTGR development, including but not limited to insufficient government funding requirements for research, unrealistically high temperature requirements for the reactor, the delay in the need for a "hydrogen" economy, competition from light water small modular light water reactors, little utility interest in new technologies, very low natural gas prices in the US, and a challenging licensing process in the US for non-water reactors. 展开更多
关键词 High temperature gas reactor Next-Generation Nuclear Plant (NGNP) LICENSING Nuclear Regulatory CommissionEnergy Policy Act of 2005Research status
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Numerical Analysis of Self-wastage Phenomena Caused by Sodium-Water Reaction in Sodium-Cooled Fast Reactor throuah Simulant Experiment
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作者 Sunghyon Jang Takashi Takata Akira Yamguchi 《Journal of Energy and Power Engineering》 2015年第6期539-547,共9页
A water leakage on the surface of heat transfer tube in a steam generator of sodium-cooled fast reactor causes SWR (sodium-water reaction). The SWR damages the leak surface and gives rise to the leak enlargement. Mo... A water leakage on the surface of heat transfer tube in a steam generator of sodium-cooled fast reactor causes SWR (sodium-water reaction). The SWR damages the leak surface and gives rise to the leak enlargement. Most of initial leakage starts from micro leak (less than 0.5 g/s). However, the leak rate increases more than two orders of magnitude and the resultant leak damages surrounding heat transfer tubes and it brings secondary failure of the heat transfer tube. Evaluation of the leak enlargement is necessary to assess the leak rate increase, so that evaluate the possibility of secondary failure. In this study, a simulant experiment, which uses neutralization reaction, is proposed to reproduce the leak enlargement. To examine the feasibility of the experiment, numerical simulations are carried out. From the result, a funnel-shaped nozzle enlargement is observed and the shape similar to the shape of the enlarged nozzle from the SWAT (sodium-water reaction test loop) experiment. 展开更多
关键词 Sodium-cooled fast reactor self-wastage phenomena sodium-water reaction simulant experiment CFD (computationalfluid dyanamics).
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