普通水冷却反应堆(轻水堆)属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有547篇,会议文献有402篇,学位文献有158篇等,普通水冷却反应堆(轻水堆)的主要作者有伍浩松、谢仲生、周贤玉,普通水冷却反应堆(轻水堆)的主要机构有中国核动力研究设计院、西安交通大学、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: 以可靠性为中心的维修(RCM)是当前核电站维修管理中应用广泛和比较成功的一种方法。结合工作经验与现场工况,探讨RCM在中国实验快中子增殖堆(CEFR)启动锅炉...
2.[期刊]
摘要: 严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量的热,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆...
3.[期刊]
摘要: 通过对CAP1000稳压器下封头与电加热器套管焊接过程控制研究,设计专用防变形控制工装,优化焊缝焊接参数和焊接顺序,有效控制电加热器套管焊后的变形情况。实施后...
4.[期刊]
摘要: 为研究小型船用反应堆堆芯入口处冷却剂受横摇与纵摇的影响,利用CFD软件STAR-CCM+建立反应堆全堆模型并引入摇摆扰动,分析横摇与纵摇对反应堆堆芯入口处冷却...
5.[期刊]
摘要: 基于水冷却系统现场管路连接问题的原因分析,通过反复调查总结,提出了管路标准化设计方案,采用新型软管和无级可调节支撑相结合使用的方法,可将管路最大偏移量提高至2...
6.[期刊]
压水堆核电厂冷却剂碘同位素活度比值^(131)I/^(133)I与燃料完整性关系研究
摘要: 压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值^(131)I/^(133)I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一。本...
7.[期刊]
摘要: 该文提出了一种通过调换2个不对称的燃料组件位置,人为引入堆芯象限功率倾斜(Tilt)的方法,以便堆芯设计软件能够模拟预测Tilt的变化.该文计算了堆芯在一个循...
8.[期刊]
摘要: 燃料棒包壳磨损是燃料组件设计中最关注的现象,流致振动引起的燃料棒与格架间的微动磨损是造成燃料棒失效的一个重要原因.采用理论分析、数值模拟与程序开发相结合的方式...
9.[期刊]
摘要: 核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义.通过开...
10.[期刊]
摘要: 某压水堆核电厂使用铬酸钾作为一回路闭式设备冷却水的缓蚀剂,然而六价铬属于第一类排放污染物.为了减少排放对环境的影响,有必要遴选一种不含第一类排放污染物的缓蚀剂...
11.[期刊]
摘要: 本文介绍了自动控制中PID的含义,它在工业调节应用中广泛的使用.它的结构简单、稳定程度好、工作性能可靠,在线较容易调整,并且介绍了PID手自动无扰切换的重要性...
12.[期刊]
摘要: 为解决新形势下燃料管理灵活性不足的问题,基于CPR1000机组,本文提出了16~20月的换料燃料管理策略,将机组的大修时间调整至负荷减载严重的春节和国庆假期,...
13.[期刊]
摘要: 本文采用MCNP4c程序,对影响堆用中子探测器校验装置的各项参数进行计算,确定了装置慢化体厚度、引出孔径等一系列参数.对装置的屏蔽性能进行了计算,结果表明装置...
14.[期刊]
摘要: 为解决压水堆核电站一回路冷却剂系统中存在的硼酸给原子吸收火焰法测锂带来的影响,对原分析方法进行了改进.通过模拟试验确定了硼酸浓度上升与锂吸光值下降存在一定的线...
15.[期刊]
摘要: 在反应堆破口事故分析中,通常采用两步法计算和分析反应堆发生破口事故后的喷放状态与安全壳压力响应.首先采用系统程序计算破口事故中的一回路中的流动状态和破口质能释...
16.[期刊]
摘要: 对新型事故容错燃料包壳候选材料之一的FeCrAl进行反应性分析。计算结果表明,可以通过提高燃料富集度或减薄包壳厚度以达到与Zr合金包壳相同的中子经济性,并拟合...
17.[期刊]
摘要: 49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势.中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大...
18.[期刊]
摘要: 结合福清核电1,2号机组反应堆系统特点,给出功率控制棒刻度试验和数据处理方法.比较方法的优劣,提出改进试验建议,并运用于调试和定期试验,保证电厂堆芯控制安全的...
19.[期刊]
摘要: 压水堆核电机组长循环策略下的换料设计与年度换料相比有很大区别:设计循环长度、关键安全参数限值、安全分析结果均有所不同.确定堆芯装载方案时需要对备选换料方案进行...
20.[期刊]
基于3keymaster的核动力装置循环水系统对象和控制系统建模与仿真研究
摘要: 某核动力装置循环水系统采用汽动循环水泵,涉及设备种类多,对象特性复杂,因此有必要对其进行对象和控制系统的建模仿真分析.3keymaster仿真平台是一个功能全...
1.[会议]
摘要: 我国在运压水堆核电厂的乏燃料贮存均采用湿法贮存方式.随着核电产业的快速发展,我国核电厂面临现有乏燃料贮存方式将不能满足乏燃料产生量的问题.目前世界主要核电国家...
2.[会议]
摘要: 核能是人类历史上的巨大创造之一,亦是人类最具有希望的未来动力之一,甚至可以认为,核能是人类处理动力问题的独一途径.在核电站中,核反应堆(以后简称反应堆)自然是...
3.[会议]
摘要: 安全性和经济性满足较小功率用户需求的小型核反应堆为近年来的研究热点,一体化布置水冷反应堆为小型核反应堆的主要堆型之一.核反应堆控制棒驱动机构是反应堆最关键的安...
4.[会议]
摘要: 目前各国均在开发适用于压水堆的含有高导热性第二相材料的新型先进UO2复合燃料芯块.本文通过有限元计算方法分析了新型先进UO2复合燃料芯块关键结构参数对其导热性...
5.[会议]
He+离子辐照Inconel 718合金表面形貌改变及机理研究
摘要: 研究了3种不同剂量He+离子辐照后Inconel718合金的形貌变化规律及其形成机理.结果表明,He+离子辐照会在合金表面形成纳米多孔结构,其孔径会随辐照剂量...
6.[会议]
基于EFEN-SP3方法的pin-by-pin中子动力学计算方法研究
摘要: 为能直接给出安全分析所需的最热棒功率而不引入组件均匀化近似和精细功率重构近似,本文研究了基于栅元均匀化的pin-by-pin中子动力学计算方法.通过全隐式向后...
7.[会议]
摘要: 严重事故仿真是研究核安全以及核事故处理策略的重要手段之一.本课题基于Matlab平台,开发了一款可以实现电站操作的核电站瞬态工况机理性仿真软件,并在此基础上模...
8.[会议]
摘要: 长循环堆芯更需要适当的可燃毒物补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布.针对长循环堆芯的应用需求,从反应性补偿角度研究候选弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm...
9.[会议]
摘要: 本文利用ACP100缩小比例综合试验装置,对ACP100直接注入管线破口事故和波动管破口事故开展了试验,研究失水事故发生初期,非能动应急堆芯冷却系统的瞬态行为...
10.[会议]
摘要: 压水堆蒸汽发生器传热管在蒸汽发生器二次侧复杂的汽液两相流条件下可能会发生振动,该振动是传热管损坏的一个重要影响因素.所以,核工程界在反应堆蒸汽发生器设计时,高...
11.[会议]
摘要: 本文聚焦SiC包壳燃料芯块,结合SiC包壳材料特性,提出两种类型的SiC包壳燃料组件,基于典型压水堆燃料组件以及堆芯设计,本文采用组件计算程序"DRAGON"...
12.[会议]
摘要: 本文基于CFD计算方法,采用多孔介质模型,对某蒸汽发生器二次侧流场及排污试验体进行了数值模拟,得到了该试验体内部的阻力和流场分布情况,并将计算结果与冷态试验结...
13.[会议]
摘要: 本文结合海南核电101大修,介绍了机组功率运行及机组下行的不同阶段氢气浓度要求及控制策略,同时也针对机组实际运行过程中可能出现的返氢现场进行了分析并提出了相应...
14.[会议]
摘要: 在压水堆核电站中,蒸汽发生器是一回路与二回路的连接设备,其水位控制对核电站的安全运行起着决定性的作用.为了有效地控制蒸汽发生器水位,本文利用蒸汽发生器水位的多...
15.[会议]
摘要: 围板螺栓作为压水堆核电站堆内构件的关键连接部件,在辐照、应力和腐蚀环境的共同作用下,存在辐照脆化应力腐蚀开裂失效的风险,国外电站已经发生多起围板螺栓失效的案例...
16.[会议]
摘要: 研究表明:基于汽泡脱离路径与冷却水润湿路径相分离的设计理念,设计了沟槽表面、四边形/三角形网槽连通阵列孔表面和凸起表面,与光表面相比,其CHF增幅可分别达到6...
17.[会议]
摘要: AP1OOO是西屋公司开发的一种双环路百万千瓦级的压水堆核电机组,作为新一代核电,常规岛布置厂房布置、电缆及构筑物要求均有别于常规核电工程.结合三门一期工程常...
18.[会议]
摘要: 利用慢应变速率拉伸(SSRT)试验,开展溶解氧含量对奥氏体不锈钢310S拉伸性能和应力腐蚀开裂(SCC)的敏感性研究.SSRT测试在超临界水中进行,温度620...
19.[会议]
摘要: 在模拟压水堆一回路水化学条件下,用静态高压釜对国产690合金在300℃进行3036h的腐蚀考验,利用XRD,EDS表征氧化膜的宏观、微观形貌及化学成分,用脱膜...
20.[会议]
摘要: I2S-LWR采用大量创新设计,一体化概念设计及大量非能动系统的采用保证了系统安全性优势,消除了大破口事故、弹棒事故等;需开展详细的系统设备设计和测试,如放置...
1.[学位]
摘要: 随着核能的不断发展,乏燃料的后处理日益成为影响核电实现可持续发展的关键技术之一。在核电厂运行期间所产生的乏燃料中,有些长寿命裂变产物与次锕系核素(Minor ...
2.[学位]
摘要: 核电站运行过程中,燃料会发生一系列俘获反应进而生成超铀元素(TRU)。这些核素比铀元素的原子序数大,主要包括钚、镅、锔、镎等元素,所有这些高放射性锕系元素都具...
3.[学位]
摘要: 由于大型压水堆安全壳的自由体积比较大,具有较强的压力承载能力,一般被认为不存在整体氢气风险,但是安全壳内部构造复杂,氢气容易在局部空间内积聚、燃烧甚至爆炸。因...
4.[学位]
摘要: 作为第三代核电厂堆型,先进压水堆HPR1000具有非常好的固有安全性设计逻辑,并且通过在所有安全相关设计上贯彻众深防御原则来确保反应堆的安全。它拥有对设计基准...
5.[学位]
基于RELAP5程序的压水堆大破口事故中下降段逆流流动极限分析
摘要: 反应堆安全是核电厂运行的关键,在核电厂事故中冷却剂丧失事故(Loss Of Collant Accident, LOCA)极有可能导致堆芯熔融甚至放射性物质泄...
6.[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...
7.[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...
8.[学位]
基于MOX燃料的HPR1000混合堆芯装料方案研究及控制手段分析
摘要: MOX 燃料是一种在国际上的到广泛使用的核燃料,该燃料是由钚同位素与贫铀加工而成,这可以极大的提高压水堆核燃料的利用率以及有效的回收武器级的钚。使用MOX燃料...
9.[学位]
摘要: 福岛核事故后,中国更为严格地审核核电机组的安全性。为了分析和保证国产第三代核电技术“华龙一号”的安全性,有必要研究更为精确的反应堆物理-热工建模方法。 本文...
10.[学位]
挤压温度对Fe–16Cr–4Al-ODS钢纳米氧化物粒子的影响
摘要: 由于具有优异的高温强度、优异的抗辐照损伤和抗冷却液腐蚀等性能,含 Al高Cr氧化物弥散强化(ODS)钢是第四代反应堆超临界水冷堆(SCPWR)和铅冷快堆(LF...
11.[学位]
摘要: 核动力装置因其具有运行时常规污染物和温室气体排放少、不依赖空气以及燃料能量密度极高等优点,被应用于发电和船舶动力领域。但对常见的压水堆核动力装置而言,由于主蒸...
12.[学位]
摘要: 燃料组件的热工水力特性对核反应堆安全运行起着重要作用。压水堆燃料组件内定位格架能增强子通道内流动交混,提高换热特性。因此本文采用激光诱导荧光(LIF)技术对棒...
13.[学位]
摘要: 套管式直流蒸汽发生器是一体化压水反应堆的关键设备,改进其热工水力技术是完善反应堆技术的重要环节,其中二次侧流体的全流型流动与传热问题因为其复杂程度,成为了套管...
14.[学位]
摘要: 随着核科学技术的不断发展及三次核电站严重事故带来的教训,核能领域对安全性的要求也相应地提高。目前,越来越多的新型反应堆和船舶核动力装置采用了非能动安全系统的设...
15.[学位]
摘要: 反应堆在运行过程中往往会涉及多种物理现象,包括中子的产生和输运、流体的流动传热、不同材料的化学反应和机械应力的变化等,一般需要用不同的程序来分析不同类型的物理...
16.[学位]
摘要: 在压水堆物理计算中,通常先采用多群计算得到栅元或组件的多群能谱,再进行整个堆芯的扩散计算。多群数据库为组件计算提供必需的群常数,一般与组件程序配套开发,在一定...
17.[学位]
摘要: 反应堆热工水力分析程序根据网格尺度分类为多种程序。网格尺度大的分析程序能对整个系统进行计算,但其分辨率低,不能在局部区域给出详尽的计算结果。网格尺度小的分析程...
18.[学位]
摘要: 自然循环蒸汽发生器是现有的压水堆核电厂中连接一回路与二回路的重要换热设备。蒸汽发生器中的水位变量对核安全有着至关重要的影响。只有将蒸汽发生器水位控制在容许范围...
19.[学位]
摘要: 硼酸控制是压水堆反应性控制重要部分,在启堆初期燃料组件剩余反应性较大,一回路的硼酸可补偿堆芯剩余反应性;堆芯应急冷却中安注水箱将含有高浓度硼酸的冷却剂注入压力...