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- 本发明涉及一种两回路间接循环式超临界水堆。该两回路间接循环式超临界水堆包括一回路系统,包括经由第一管路串联的压力容器、主换热器、主泵和稳压装置,压力容器内设有水堆,主泵用于驱动一回路冷却剂沿第一管路流动,使一回路冷却剂经...
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- 一种用于径向功率展平的超临界水堆组件
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- 超临界水堆堆芯运行控制与停堆装置及其方法
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- 李小生王幸朱成林全国萍陈笑松杨韵颐李林森刘占权杨仝瑞罗震宋文王悦余慧
- 基于记忆金属的超临界水堆流量分配方法、装置和设备
- 本发明涉及核能技术领域,具体公开一种基于记忆金属的超临界水堆流量分配方法、装置和设备,该方法具体包括:基于实际工况,确定超临界水堆出口处的目标流量;基于目标流量确定记忆金属管道的目标截面,其中,记忆金属管道设置在超临界水...
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- 一种两回路间接循环式超临界水堆
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- 给水扰动下超临界水堆堆芯温度特性研究被引量:1
- 2021年
- 以超临界水堆为研究对象,计算研究了给水扰动对反应堆堆芯温度的影响。研究结果表明,给水流量5%阶跃下降后,第一流程最高包壳温度与第二流程最高包壳温度均有上升,主蒸汽温度上升;给水温度上升会带来多普勒反馈变化,这种变化会引入负反应性。在多普勒反馈中,寿期初变化比寿期末变化小。
- 周蓝宇周涛许鹏唐剑宇程品晶刘亮
- 关键词:超临界水堆
- 压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估被引量:1
- 2021年
- 在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。
- 吴攀任彦昊单建强黄彦平
- 关键词:失水事故辐射换热
- 典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究被引量:1
- 2021年
- 超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。
- 杨雯任彦昊吴攀单建强
- 关键词:超临界水堆非能动安全系统事故分析
- 超临界水堆全系统启动特性研究
- 2019年
- 为研究超临界水堆(SCWR)全系统启动特性,以SCTRAN程序为计算工具,基于中国超临界水堆(CSR1000)堆芯参数、高性能轻水反应堆(HPLWR)热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路,建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比,验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程,得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明,启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期,系统稳定启动;堆芯始终处于单相状态;汽轮机入口为超临界蒸汽;经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃;高压缸入口压力维持恒定;在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃,整个启动过程安全可靠。
- 袁园单建强王丽王冬青张小英
- 关键词:超临界水堆
- 一种超临界水堆组件截面拟合方法
- 一种超临界水堆组件截面拟合方法,建立超临界水堆组件截面拟合模型:Σ(Bu)=Σ<Sub>b</Sub>(Bu)+ΔΣ<Sub>c</Sub>(ρ<Sub>c</Sub>,Bu)+ΔΣ<Sub>m</Sub>(ρ<Sub>...
- 王连杰马永强赵文博杨平卢迪夏榜样于颖锐李庆
- 文献传递
相关作者
- 王连杰

- 作品数:212被引量:70H指数:4
- 供职机构:中国核动力研究设计院
- 研究主题:堆芯 燃料组件 控制棒组件 超临界水冷堆 反应堆堆芯
- 周涛

- 作品数:562被引量:901H指数:14
- 供职机构:清华大学
- 研究主题:自然循环 热泳 核电站安全 超临界水 核电站
- 夏榜样

- 作品数:187被引量:69H指数:4
- 供职机构:中国核动力研究设计院
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- 李庆

- 作品数:495被引量:243H指数:9
- 供职机构:中国核动力研究设计院
- 研究主题:堆芯 燃料组件 燃耗 反应堆 控制棒
- 卢迪

- 作品数:70被引量:16H指数:2
- 供职机构:中国核动力研究设计院
- 研究主题:燃料组件 超临界水冷堆 堆芯 燃料棒 超临界水堆