反应堆部件及其设计、制造属于《中国图书分类法》中的四级类目,该分类相关的期刊文献有2944篇,会议文献有1601篇,学位文献有600篇等,反应堆部件及其设计、制造的主要作者有伍浩松、薄涵亮、阎昌琪,反应堆部件及其设计、制造的主要机构有中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、上海核工程研究设计院等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: 为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却...
2.[期刊]
摘要: 辐照后检验是开展燃料性能评价的重要手段。在10 MW高温气冷堆(HTR-10)球形燃料元件的辐照后检验中,为研究元件中TRISO包覆燃料颗粒的破损机制,本文利...
3.[期刊]
金属燃料辐照模型关于孔隙率的改进及快堆金属燃料性能分析程序开发
摘要: 随着钠冷快堆及铅冷快堆的发展,金属燃料的应用前景初步显现,开发适用于钠冷快堆金属燃料的性能分析程序对快堆金属燃料的发展和应用具有重要意义。本工作在调研总结了燃...
4.[期刊]
摘要: 为研究波形板干燥器临界流速冷态与热态之间的转换关系,本文通过对液膜破裂进行理论建模分析,得到波形板干燥器临界流速冷热态转换关系因子。搭建了波形板干燥器分离性能...
5.[期刊]
摘要: 稳压器是反应堆辐照考验回路的关键设备之一,用于控制冷却剂的压力波动,防止系统超压。文中设计了由电加热元件、喷淋阀、安全阀组成的压力控制系统,并规定了压差信号在...
6.[期刊]
Dragon程序在金属燃料铅铋快堆堆芯计算中的应用与偏差分析
摘要: 铅铋合金或铅冷却快堆(LFR)是具有良好应用前景的第四代先进核能系统之一。针对环形芯体金属燃料(UZr,UPuZr)LFR的燃料组件与堆芯,利用Dragon/...
7.[期刊]
摘要: 为了更好地模拟燃料棒辐照肿胀、辐照蠕变、热蠕变、裂变气体释放、芯块包壳力学接触(PCMI)等物理过程以及辐照-热-力等物理场之间的耦合,基于多物理场耦合(MO...
8.[期刊]
摘要: ASME规范和美国联邦法规规定了反应堆压力容器在正常启、停堆过程中的压力和温度限值。采用反应堆压力容器失效概率分析软件FAVOR,对RPV在基于风险的极限降温...
9.[期刊]
摘要: 大晶粒UO_(2)芯块相比于传统UO_(2)芯块而言,具有更低的辐照肿胀、更低的裂变气体释放量以及优异的抗芯块-包壳相互作用的能力。大晶粒UO_(2)芯块作为...
10.[期刊]
摘要: 在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化...
11.[期刊]
摘要: 钠冷快堆作为第四代核能系统的代表堆型,涉钠阀门(简称钠阀)在其系统设备组成上起到至关重要的作用。钠冷快堆中恶劣的工作环境和严苛的运行要求对钠阀的状态管理和可靠...
12.[期刊]
摘要: 介绍了一种用于四代快中子反应堆核电站高辐射厂房转运设备的机构,阐述了其组成、技术特点和工况特点,针有对性地提出了该转运设备各机构的性能参数、关键技术和设计创新...
13.[期刊]
摘要: 当前核燃料包壳主要以热中子吸收截面极低、熔点较高的锆合金作为主要构件材料。2011年日本福岛核电站失水事故使人们意识到锆合金在事故工况高温蒸汽环境中会快速氧化...
14.[期刊]
摘要: 为了研究管道断裂工况下甩击管道对靶物管道的冲击作用,本文采用有限元软件ABAQUS分析了各种结构参数对靶物管道变形的影响。考虑几何非线性、材料非线性和接触非线...
15.[期刊]
摘要: 主循环钠泵辅助电机执行在事故情况下带动主泵运转,以排出堆芯余热的安全功能。若事故情况下辅助电机发生故障,则可能给整个反应堆系统带来灾难性的后果。绕组是辅助电机...
16.[期刊]
摘要: 氦气循环器是HTR-PM中将氦气冷却剂从反应堆堆芯循环到蒸汽发生器的关键组件。由于没有这种循环器的工程经验,因此制作了一个完整的模型来进行测试。样机的整个参数...
17.[期刊]
摘要: 控制棒驱动机构作为核反应堆控制和核安全保护系统的执行机构,对其运行状态进行有效监测是防止反应堆发生控制棒卡棒、滑棒和驱动失灵,保障核反应堆安全经济运行的必要手...
18.[期刊]
摘要: 重水可作为重水堆的慢化剂、科研示踪剂及核磁共振的溶剂。由于科研生产过程涉及重水和轻水两组分混合形成的稀释重水,因此需要对混合液中的重水浓度进行检测。本文采用超...
19.[期刊]
摘要: 本篇文章首次提出针对管道金属保温结构的热性能试验。建立了管道金属保温结构的热性能数值分析模型,并编写Matlab程序求解,热试验数据与解析数据的趋势一致,误差...
20.[期刊]
摘要: 根据巴基斯坦C1机组堆芯热电偶修复项目的实际情况,结合历史检修经验反馈,对拆装工艺的重难点进行详细分析,包括实施工况分析、工具可行性分析、工具抓取可靠性分析、...
1.[会议]
摘要: 含有Nb、Zr、W等金属包覆层的包覆型燃料颗粒是一种新型的燃料元件形式,在核工业中有重要应用.该文利用流化床-化学气相沉积(FB-CVD)法,制备得到了含有金...
2.[会议]
摘要: 模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异.因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模...
3.[会议]
摘要: 提出一种基于堆外探测数据通过搜索功率扰动变量进行堆芯功率重构的方法.方法研究各扰动因素对功率的影响,建立扰动因素与堆芯功率分布及堆外探测数据的关系,通过编写扩...
4.[会议]
摘要: 针对核动力装置提出了一种从初级到高级的健康状态诊断方法,初级健康状态诊断方法通过层次分析法与模糊综合评价法为核动力装置的失效模式建立指标体系,判断系统的健康状...
5.[会议]
摘要: 利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数.计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,...
6.[会议]
摘要: 环形燃料通过增加内部冷却流道,提高了冷却剂对燃料元件的冷却效率.临界热流密度是重要的热工限制参数之一,其受棒束组件交混特性的影响较大,本文通过计算流体力学软件...
7.[会议]
摘要: 按照核反应堆压力容器不锈钢堆焊工艺评定,分别堆焊了单钨极与双钨极不锈钢堆焊层,通过对比分析两者的焊缝成形、金相组织、硬度分布、化学成分、冲击性能、晶间腐蚀等,...
8.[会议]
摘要: 将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450°C下时效至3000h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响.研究结果表明:随着...
9.[会议]
摘要: 简述了主氦风机,分析了主氦风机设备组成及主要性能指标,以及高温气冷堆及主氦风机各国研制现状,探讨了主氦风机的研发与制造。
10.[会议]
摘要: 核电站一回路流量变送器是核电站非常重要的仪表,采用弯管作为测量元件,能够实时表征环路流量相对于标定流量的百分比,由于各个环路弯管的流体特性稍有区别,且取压口也...
11.[会议]
摘要: AP1000换料水池水闸门安装换料水池,安装完成后水闸门可以实现将反应堆厂房的反应堆水池和构件存放水池两个区域实现隔离,为机组检维修时,屏蔽上部堆内构件产生的...
12.[会议]
摘要: 本文主要介绍AP1000核电机组主管道热段到自动减压系统分支接管双曲面相贯线圆角打磨的技术方案,描述了主要的工作内容和工艺流程,从技术、安全、质量等方面提出了...
13.[会议]
核电厂RHM100-205.12型上充泵驱动端轴承打滑故障分析及处理
摘要: 某核电厂RHM100-205.12型上充泵多次出现驱动端轴承打滑故障,导致驱动端轴承振动高报警.通过滚动轴承打滑机理分析和检修验证,确定了上充泵驱动端轴承打滑...
14.[会议]
摘要: 本文设计搭建了蒸汽发生器管束蒸汽-水两相换热特性试验回路,开展了在三角形排列棒束通道内的蒸汽-水两相流动沸腾换热特性试验研究.分析了质量流速和含气率对传热系数...
15.[会议]
摘要: 针对AP1000发生小破口事故以后,在压力容器液位低于热管段底部时,冷却剂会在水蒸气的作用下夹带至热管段,从而导致冷却剂的流失,会存在堆芯裸露和融化的危险.开...
16.[会议]
摘要: 水平管束两相流动阻力特性与蒸汽发生器U形传热管束流致振动和应力腐蚀密切相关.然而,针对流型对水平管束两相流动阻力的影响研究较为匮乏,且现有经验公式均无法准确预...
17.[会议]
摘要: 对某核电机组冷凝器的薄壁钛管管壁凹陷涡流检测结果与之前的检测结果进行了对比分析.发现支撑板处管壁凹陷是运行期间最常见的损伤类型,总结了支撑板处管壁凹陷的特征,...
18.[会议]
摘要: 介绍了研究背景及内容、一次侧水力特性计算、二次侧三维热工水力计算、干燥器三维全尺寸精细化计算等。蒸汽发生器是核电站一二回路枢纽,其主要由传热管束区以及汽水分离...
19.[会议]
摘要: 介绍了自然循环下蒸汽发生器的流量漂移特性分析研究的出发点、主要研究方向、依托项目、研究成果等。蒸汽发生器作为核岛最关键的设备之一,其传热管为一回路压力边界最薄...
20.[会议]
摘要: 核能是解决能源需求的重要途径核能系统中,"中子"是灵魂,"冷却剂"是血液世界核能发展面临的问题。小型铅基堆有望为实现小型能源技术的革命做出贡献,项目团队已突破...
1.[学位]
合金元素对第四代核反应堆用ODS钢纳米氧化物及热时效硬化行为的影响
摘要: FeCrAl氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)钢有良好的高温蠕变强度、出色的抗辐照性能和优异的抗腐蚀性能等,...
2.[学位]
摘要: 核电作为解决能源问题的重要途径之一,已经成为衡量一个国家综合国力和国际竞争力的重要指标。Zr-4合金包壳管和Inconel718合金定位格架组成的燃料元件是核...
3.[学位]
摘要: 空间核反应堆电源因其功率范围广、比功率高、寿命长、环境适应性好和不依赖阳光等优点,已成为未来空间探索最理想的动力能源。热管冷却反应堆作为空间核反应堆类型之一,...
4.[学位]
摘要: 加速器驱动次临界铅基反应堆是一种先进的核燃料增殖、核废料嬗变以及能量产生的系统。该反应堆的一个重要特点是加速器质子束流管通过反应堆顶盖垂直进入堆内,与位于堆芯...
5.[学位]
摘要: 中国核聚变工程实验堆(CFETR)是一种超导托卡马克装置,目前处于工程设计阶段。该装置用于弥补国际热核聚变实验堆(ITER)到未来聚变示范堆(DEMO)之间的...
6.[学位]
模块化铅冷快堆M2LFR-1000堆芯初步设计与燃料添加MA核素研究
摘要: 在保证反应堆安全性、经济性的基础上,铀资源的充分利用和高放废物的最小化成为限制核能大规模可持续发展的主要因素。而铅冷快堆较硬的中子能谱可使其获得优良的中子经济...
7.[学位]
摘要: 行波堆通过点火区裂变中子驱动增殖区的238U转换和裂变,理论上可以利用增殖燃烧波的移动,将堆内装载的238U高效利用,是裂变能应用的一种理想途径。在传统的行波...
8.[学位]
摘要: 随着社会经济的发展,人们对能源的需求越来越大,然而全球化石能源面临着枯竭的危机,寻找可替代的清洁新型能源,解决能源危机是目前全球研究的热点话题之一。核能,因清...
9.[学位]
摘要: 核反应堆利用核燃料裂变反应产生的热量发电,为保证核反应堆安全、稳定、有效的运行,反应堆采用堆芯相关组件与燃料组件配合使用来控制和调节反应堆的功率。为确保燃料组...
10.[学位]
摘要: 自然循环依靠回路中冷热段密度差及有效高差,在重力作用下形成驱动力,与流体流动阻力达到平衡,形成稳定的循环。在缺失外部驱动力的情况下,排出堆芯中产生的热量,从而...
11.[学位]
摘要: 大量商用核蒸汽供应系统(NSSS)及压水堆核动力装置均采用U型管式蒸汽发生器(UTSG)。UTSG的一次侧包含了多根并联的U型管。国内外许多研究发现,在入口流...
12.[学位]
摘要: 在能源效率与环境保护的双重需求下,开发清洁能源、提高能源利用效率是目前能源技术发展的重要方向。核电技术的研究与应用在我国中长期能源战略中占有重要位置。核反应堆...
13.[学位]
摘要: 现代大型压水堆(PWR)中采用17×17型燃料组件,其中导向管占24个栅元。导向管本身不发热,其栅元尺寸和结构与燃料棒栅元有显著的差异,使得导向管通道的流动传...
14.[学位]
摘要: CFETR全称China Fusion Engineering Test Reactor,中国聚变工程试验堆,2017年12月正式开始进入工程设计阶段,旨在测...
15.[学位]
耦合一、二次侧换热的钠冷快堆直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究
摘要: 蒸汽发生器作为钠冷快堆二回路钠与三回路水的热交换器,是快堆核岛中的重要设备。热工水力特性作为其结构力学、材料、水化学等分析的基础,是蒸汽发生器最重要的研究内容...
16.[学位]
摘要: 在核反应堆开式燃料组件中,相邻子通道间冷却剂存在质量、动量和能量的横向交混;对于带格架的棒束通道,由于格架存在搅混翼片等几何结构,引起的横向交混更加强烈。子通...