核反应堆:按冷却剂分属于《中国图书分类法》中的四级类目,该分类相关的期刊文献有1096篇,会议文献有732篇,学位文献有328篇等,核反应堆:按冷却剂分的主要作者有伍浩松、谢仲生、徐元辉,核反应堆:按冷却剂分的主要机构有清华大学核能技术设计研究院、中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院等。
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: 本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3...
2.[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...
3.[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...
4.[期刊]
摘要: 颗粒气动曳力计算模型对预测颗粒传输行为具有重要意义。为建立适用于高温气冷堆内非球形石墨粉尘颗粒气动曳力的关联式,本文采用计算流体力学分析了颗粒气动曳力的产生机...
5.[期刊]
摘要: 三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生...
6.[期刊]
摘要: 提出了3种5 MWt微型热管反应堆堆芯概念设计方案,并采用CFD计算软件对3种堆芯概念设计方案进行了热分析计算,研究了方案1中的包壳厚度、氦气气隙厚度和外包壳...
7.[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...
8.[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...
9.[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...
10.[期刊]
摘要: 为了分析核电厂日用油箱在承受地震载荷时液体晃动对支座、支座螺栓的结构强度影响,本文基于声—固耦合算法,建立了日用油箱在空罐、30%液位、50%液位、80%液位...
11.[期刊]
摘要: 为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略,分别建立长寿期(15 MW-20 a)、短寿期(5 MW-1 a)、较长寿期(5 MW-3~10 a)不换料堆芯模型,利用通...
12.[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...
13.[期刊]
摘要: 为分析气冷微堆燃料设计的中子学特性影响,基于方形燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序RMC研究了TRISO颗粒、燃料芯块在燃料设计中的主要参量对组件中子学特性的影响...
14.[期刊]
摘要: 由于高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的燃料元件、运行方式、换料方式等与压水堆核电站差别很大,其核材料管制方案不同于传统压水堆;为此在分析HTR-PM球...
15.[期刊]
摘要: 为研究运动条件下铅铋反应堆热工水力特性,开发了运动条件铅铋反应堆瞬态分析系统程序,并完成了对设计的5 MW自然循环小型模块化铅铋反应堆的建模,分析了运动条件对...
16.[期刊]
摘要: 为了研究氦氙混合比例对不同堆内通道的流动换热特性影响,本文通过对堆芯冷却剂通道进行几何、物理建模,利用STAR-CCM+对氦氙混合气体作冷却剂时的流动换热过程...
17.[期刊]
摘要: 基于确定论的中子学分析程序在计算氟盐冷却球床高温堆(PB-F H R)时需解决双重非均匀性的燃料球均匀化、燃料球均匀化时出现的泄漏效应及燃料球在堆芯内连续移动...
18.[期刊]
摘要: 文章提出了一种六氟铝酸锂的制备方法,具体涉及一种应用于核裂变能-钍基熔盐堆无氧六氟铝酸锂的制备方法。克服现有湿法生产六氟铝酸锂方法存在的后处理复杂、产品纯度不...
19.[期刊]
摘要: 棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型,设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案,研究...
20.[期刊]
摘要: 为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性,需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于...
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: 热气导管壳体活套法兰主螺栓安装流程.通过合理安装定位工装保证其主螺栓及螺栓拉伸机安装定位精度,达到热气导管壳体金属密封垫受力均匀、保证其密封性的目的.
4.[会议]
摘要: 具有固有安全特性的模块式高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor,HTGR)具有反应堆出口温度高的特点,可与闭式Br...
5.[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...
6.[会议]
摘要: 研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验.清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器...
7.[会议]
摘要: 在中国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题.对于高温气冷堆(high temperature ga...
8.[会议]
摘要: 石墨构件和碳砖是构成高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor,HTGR)堆芯及反射层的重要材料,在其生产运输过程中,...
9.[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...
10.[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...
11.[会议]
摘要: 针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构,基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型.该模型对堆芯内固体区域的...
12.[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...
13.[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...
14.[会议]
摘要: 本文利用X射线衍射法研究了T22和15Mo3两种高温堆蒸汽发生器管子对接接头焊接残余应力,管子直径19mm,壁厚3mm.试验得到了T22和15M03两种管材对...
15.[会议]
摘要: 介绍GT技术用于检测第四代核电高温气冷堆蒸发器螺旋盘式传热管内壁缺陷的解决方案,电磁导行波检测(Guided traveling wave testing,G...
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: 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...
18.[会议]
摘要: 熔盐堆以多元氟化熔盐同时作为冷却剂和燃料载体,钍是一个切实可行、性能优越的核燃料选择,为日益增长能源需求提供一个新途径,掌握热工水力、结构力学设计方法和高温密...
19.[会议]
摘要: 目前熔盐泵工程样机和试验台架均已完成工程设计评审,正在进行熔盐泵加工制造和试验台架的建设。后续将在试验台架上对工程样机进行型式试验,以完成工程样机的设备测试和...
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]
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...
2.[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...
3.[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...
4.[学位]
摘要: 燃料元件是反应堆内的核心部件,保证其在正常工况下的可靠性及极端事故工况下的完整性是燃料元件设计的重要目标之一。因此,对其服役性能的分析是指导燃料元件设计、预测...
5.[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...
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]
摘要: 高温气冷球床堆是国际上先进的第四代核反应堆,其安全准则要求,堆芯的衰变余热必须可以借助于导热、辐射等自然机制的非能动方式导出。球床堆芯的有效导热系数是可以表征...
9.[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...