超临界水冷堆类四边形子通道内超临界水的传热试验研究 被引量：13

1

作者 王为术 路统 +4 位作者 赵鹏飞 梁诚胜 王汉 王林川 毕勤成 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2014年第20期3356-3361,共6页

在压力23～28 MPa、质量流速700～1 300 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=8 mm、栅距比P/D=1.2的类四边形子通道内超临界水的传热特性及管壁温度分布进行了试验研究,分析了压力、热流密... 在压力23～28 MPa、质量流速700～1 300 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=8 mm、栅距比P/D=1.2的类四边形子通道内超临界水的传热特性及管壁温度分布进行了试验研究,分析了压力、热流密度和质量流速对管壁温度及传热特性的影响,并与环形通道内超临界水的传热特性进行了对比。试验结果表明：在超临界压力区,类四边形子通道管壁温度随着焓值的增大而逐渐上升,换热系数在拟临界点附近达到峰值,低焓值区的换热系数比高焓值区大;随压力增大,壁面温度升高,换热系数峰值减小;热负荷的增大和质量流速的减小均会使壁面温度升高,换热系数减小,削弱传热强化。与环形通道对比发现,在低焓值区,类四边形通道与环形通道内壁温度和换热系数相差不大;超临界水在类四边形子通道内比在环形通道内更容易渡过拟临界区,拟临界区对类四边子形通道的影响比对环形通道的影响小。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 类四边形子通道 管壁温度 传热 试验研究

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超临界水冷堆国内外研发现状与趋势 被引量：47

2

作者 程旭 刘晓晶 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期167-172,共6页

从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是... 从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 技术特性 发展趋势 路线图

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超临界水冷堆MOX燃料特性分析 被引量：9

3

作者 孙灿辉 周涛 李臻洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期346-351,共6页

针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料... 针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明,在超临界水冷堆设计中,应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布,应用MOX燃料可以增加燃耗深度,并有良好的慢化剂温度反应性系数。经过合理设计的MOX燃料可较好应用于超临界水冷堆中,且产生更好的性能。 展开更多

关键词 MOX燃料 超临界水冷堆 燃耗

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超临界水冷堆类三角形子通道流动传热特性研究 被引量：4

4

作者 王为术 张斌 +2 位作者 雷佳 朱晓静 陈刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1193-1199,共7页

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、质量流速为700~1 300kg/(m^2·s)、热流密度为200~1 000kW/m^2参数范围内,对棒径8mm、栅距比为1.4的... 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、质量流速为700~1 300kg/(m^2·s)、热流密度为200~1 000kW/m^2参数范围内,对棒径8mm、栅距比为1.4的子通道内超临界水流动与传热特性进行了数值研究。分析了系统参数对流动和传热特性的影响,对比了不同焓区的二次流特性。结果表明:采用SSG模型对超临界水冷堆三角形子通道内流动传热的CFD模拟结果与试验数据较吻合。质量流速越高,传热能力越强;子通道换热系数峰值随压力的提高而减小;热负荷越高,内壁温度越高;在大比热容区换热系数峰值随热流密度的增大而明显减小,传热存在恶化趋势。超临界区子通道内在与主流垂直方向形成了明显的二次流,存在6个对称的漩涡,二次流速最大值出现在子通道窄缝区间隙。通道内不同焓区二次流结构相似,但二次流强度随焓的提高而增大。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 类三角形子通道 传热特性 二次流 数值模拟

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超临界水冷堆水棒导热性能研究 被引量：3

5

作者 周涛 孙灿辉 +1 位作者 刘梦影 李臻洋 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第20期56-61,139,共6页

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。为描述超临界水冷堆堆芯热工水力现象和中子慢化性能,更好地实现超临界水冷堆的设计,需要研究水棒导热性能的影响。针对... 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。为描述超临界水冷堆堆芯热工水力现象和中子慢化性能,更好地实现超临界水冷堆的设计,需要研究水棒导热性能的影响。针对特定的超临界水冷堆组件,选取不同水棒中间材料的热导率,编制程序对堆芯燃料、冷却剂、慢化剂进行联合求解,计算得出各种工况下的温度分布,并进行对比分析。结果表明,燃料通道和水棒内工质随着流动的方向其温度都是呈现不断升高的趋势;不合理的材料选取,可能出现慢化剂与冷却剂反向传热的现象;在水棒材料选取时,应尽量选择热导率比较小的材料。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 水棒 导热性 热工水力

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超临界水冷堆燃料包壳管用低活性F/M钢的优化设计 被引量：3

6

作者 康人木 刘国权 +3 位作者 胡本芙 胡加学 吴凯 徐锟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期523-528,共6页

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,对钢的组织和成分进行设计与优化,以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明:Cr是决定高Cr低活... 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,对钢的组织和成分进行设计与优化,以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明:Cr是决定高Cr低活性实验钢中奥氏体Cr固溶量以及钢中是否出现铁素体的最重要影响因素;W和C对实验钢铁素体相的出现有显著影响,而Mn的影响相对较小;W对实验钢中Laves相出现的温度范围及数量具有显著影响,Laves相消失的临界温度随W量降低而降低;在不采用Co、Ni等奥氏体形成元素且不增加Mn量的情况下,通过调控W、C等含量,Cr含量≥11%的Cr-W-C-Mn系低活性F/M钢即可获得全马氏体组织。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 燃料包壳管材料 高Cr低活性F/M钢 优化设计

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超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析 被引量：2

7

作者 周翀 杨燕华 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1554-1559,共6页

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程序对包含该燃料组件的超临界水冷实验回路进行建模,并对其冷却剂管道破口导致的失水事故进行分析计算。计算... 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程序对包含该燃料组件的超临界水冷实验回路进行建模,并对其冷却剂管道破口导致的失水事故进行分析计算。计算结果表明,现有安全系统设计基本能保证在这些事故情况下维持燃料棒实验段的有效冷却。结果显示,修改过的ATHLET程序对超临界水冷系统的模拟具有良好的适用性。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 ATHLET 失水事故分析

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超临界水冷堆包壳材料用C-276合金的热拉伸行为研究 被引量：1

8

作者 高佩 程晓农 +3 位作者 陈正宗 李冬升 罗锐 刘瑜 《塑性工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期168-173,共6页

采用G1eeble-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:该合金在1050~1250℃具有良好的塑性,断面收缩率均大于70%,且在1200℃时最大;在950-1250℃热拉伸试样断口... 采用G1eeble-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:该合金在1050~1250℃具有良好的塑性,断面收缩率均大于70%,且在1200℃时最大;在950-1250℃热拉伸试样断口处均有颈缩现象,为沿原始晶界开裂,且韧窝随温度的上升而增多、变深,塑性越来越好,当温度超过1200℃时断口韧窝数量开始缓慢减少,塑性缓慢下降;随着温度的上升,合金的动态再结晶百分比增大,且再结晶晶粒开始缓慢增粗,在1150-1250℃时发生完全动态再结晶。对于C-276合金,当应变速率为1s^-1时,最佳的热加工温度范围为1150~1250℃。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 包壳材料 C-276合金 热塑性 动态再结晶

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超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析 被引量：1

9

作者 赵传奇 王昆鹏 +2 位作者 曹良志 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1047-1053,共7页

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析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FE... 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析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 核热耦合

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超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析 被引量：1

10

作者 汤晓斌 谢芹 +1 位作者 耿长冉 陈达 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期2996-3000,共5页

超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的六种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建... 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的六种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题;考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布,计算并分析各区域的中子能谱分布;对失水事故下的超临界水冷堆安全性进行了分析,研究了不同区域冷却剂丢失程度对反应性及有效增殖系数的影响,表明所设计堆型具有较高的安全性;分析处理失水事故的应对措施,验证了使用注入硼水措施处理超临界水冷堆失水事故的可行性。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 中子能谱 失水事故 蒙特卡罗计算

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超临界水冷堆可燃毒物设计与分析 被引量：1

11

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1433-1439,共7页

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er2O3作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布... 在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er2O3作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 可燃毒物

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超临界水冷堆述评 被引量：16

12

作者 陆道纲 彭常宏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期743-749,共7页

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。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45%。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCW... 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。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45%。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 概念设计 安全性

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采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析 被引量：1

13

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期568-572,共5页

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的... 利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 核热耦合

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超临界水冷堆典型非失水事故模拟 被引量：1

14

作者 曹臻 刘晓晶 +1 位作者 杨珏 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1162-1168,共7页

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故(失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴)进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料... 基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故(失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴)进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 ATHLET-SC程序 安全分析

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环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究 被引量：1

15

作者 赵传奇 曹良志 +1 位作者 吴宏春 高新力 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1238-1244,共7页

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了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明:制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水... 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了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明:制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明:传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。 展开更多

关键词 环形燃料 超临界水冷堆 组件均匀化方法

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超临界水冷堆双排燃料组件子通道分析 被引量：1

16

作者 许志红 杨晓 +1 位作者 傅晟威 杨燕华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期56-62,共7页

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,获取了相关组件热工水力参数。在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量... 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,获取了相关组件热工水力参数。在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量变化条件下,超临界水冷堆燃料组件的流动和传热的动态响应,为超临界水冷堆组件的优化设计提供了参考。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 双排燃料组件 子通道分析

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超临界水冷堆MOX燃料组件控制棒特性研究 被引量：1

17

作者 王锋 徐晗 +2 位作者 张晗 任琦颀 周小为 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第6期1039-1044,共6页

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的混合陶瓷燃料替换UO_2会给SCWR堆芯安全带来一定的不确定性。因而MOX燃料组件的反应性控制与普通燃料有... 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的混合陶瓷燃料替换UO_2会给SCWR堆芯安全带来一定的不确定性。因而MOX燃料组件的反应性控制与普通燃料有较大差异。论文采用MCNP5软件对SCWR采用传统核燃料与MOX燃料组件的控制棒控制性能进行了分析和对比,结果表明:MOX燃料组件中子能谱硬化,控制棒中硼(B)的丰度越大,控制棒直径越大,其控制效果越理想。控制棒对径向功率峰抑制效果明显,而对轴向功率分布影响较小。计算结果对压水堆新型MOX燃料组件控制棒设计有一定参考意义。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 MOX燃料 控制材料 燃料组件 物理分析

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超临界水冷堆耦合条件下水棒热工特性分析

18

作者 周涛 程万旭 +2 位作者 刘亮 孙灿辉 陈娟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2014-2019,共6页

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、D1型、D2型3种不同水棒结构,并编制物理热工耦合程序,得到不同水棒结构及D2型水棒结构不同内层水棒外边... 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、D1型、D2型3种不同水棒结构,并编制物理热工耦合程序,得到不同水棒结构及D2型水棒结构不同内层水棒外边长条件下慢化剂密度、冷却剂和慢化剂的平均密度及功率的轴向分布。结果表明:D2型双层水棒具有更均匀的慢化剂温度分布和轴向功率分布,随着内层水棒外边长的增大,轴向慢化剂密度均值有所提高。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 耦合 水棒 传热

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混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

19

作者 刘晓晶 杨婷 +1 位作者 严勇 程旭 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第1期90-94,共5页

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以... 针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的. 展开更多

关键词 超临界水冷堆 混合中子能谱 多层燃料组件 耦合分析

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超临界水冷堆候选材料的应力腐蚀行为

20

作者 孙耀 张乐福 李力 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2013年第12期1053-1057,共5页

采用慢应变速率试验(SSRT)研究了800H合金、825合金、HR3C不锈钢在550℃和650℃,25 MPa的超临界水环境中的应力腐蚀行为。结果表明,825合金在两个温度下的抗拉强度均最高、延伸率均最大,HR3C不锈钢和800H合金次之。由断口形貌可见,550℃... 采用慢应变速率试验(SSRT)研究了800H合金、825合金、HR3C不锈钢在550℃和650℃,25 MPa的超临界水环境中的应力腐蚀行为。结果表明,825合金在两个温度下的抗拉强度均最高、延伸率均最大,HR3C不锈钢和800H合金次之。由断口形貌可见,550℃和650℃时的800H合金、825合金和550℃时的HR3C不锈钢的失效模式均为韧性断裂和脆性断裂同时存在的断裂行为,而650℃时的HR3C不锈钢失效模式为完全的韧性断裂。 展开更多

关键词 超临界水冷堆 慢应变速率试验 应力应变曲线 断口形貌 应力腐蚀开裂倾向

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