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PWR/CANDU联合核燃料循环研究 被引量:4
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作者 谢仲生 霍小东 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2002年第3期256-260,277,共6页
根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核... 根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。 展开更多
关键词 联合核燃料循环 pwr CANDU 核电站 核燃料管理
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PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用 被引量:3
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作者 张孟琴 潘庆春 +1 位作者 于晶华 侯淑凤 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第4期86-89,共4页
一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在... 一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内。 展开更多
关键词 联氨 pwr SG 停堆湿保养 核电厂
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PWR堆芯动态特性的SIMULINK仿真计算及界面设计 被引量:1
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作者 何丽华 谢金森 +2 位作者 刘紫静 谢芹 郑平卫 《新型工业化》 2016年第7期17-21,共5页
运用堆芯物理热工模型建立了PWR堆芯的SIMULINK仿真模型,探讨了在不同反应性扰动下堆芯的动态响应规律。在此基础上,根据SIMULINK仿真模型建立了GUI人机交换界面,通过GUI界面设置模型参数并控制SIMULINK程序和显示仿真结果,使仿真更加... 运用堆芯物理热工模型建立了PWR堆芯的SIMULINK仿真模型,探讨了在不同反应性扰动下堆芯的动态响应规律。在此基础上,根据SIMULINK仿真模型建立了GUI人机交换界面,通过GUI界面设置模型参数并控制SIMULINK程序和显示仿真结果,使仿真更加直观、灵活、快捷。 展开更多
关键词 pwr堆芯 SIMULINK仿真 GUI
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关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究 被引量:2
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作者 谢仲生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期56-62,共7页
阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对... 阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究PWR的乏燃料在CNADU堆中应用及形成PWR/CANDU联合燃料循环的可行性 ,以提高燃耗深度 ,增加能量输出 ,降低发电成本。 展开更多
关键词 pwr 燃料管理 核电厂 CANDU堆 燃料循环
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弓形虫微线体蛋白1部分基因原核表达重组质粒pWR450-1-MIC1的构建、鉴定及测序 被引量:1
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作者 杨慧龄 肖建华 +2 位作者 梁瑜 张愉快 刘传爱 《南华大学学报(医学版)》 2002年第2期111-114,共4页
目的 构建弓形虫ZS2分离株pWR45 0 - 1 -MIC1原核表达重组质粒 ,为进一步表达及免疫做准备。方法 用PCGENE软件分析MIC1基因可能的TB抗原表位 ,自行设计引物 ,用聚合酶链反应(PCR)技术从弓形虫ZS2分离株的基因组DNA中扩增编码微线体蛋... 目的 构建弓形虫ZS2分离株pWR45 0 - 1 -MIC1原核表达重组质粒 ,为进一步表达及免疫做准备。方法 用PCGENE软件分析MIC1基因可能的TB抗原表位 ,自行设计引物 ,用聚合酶链反应(PCR)技术从弓形虫ZS2分离株的基因组DNA中扩增编码微线体蛋白 1 (MIC1 )的基因片段 ,经酶切、连接、重组入pWR45 0 - 1原核表达载体 ,再经含氨苄培养基筛选、酶切、PCR鉴定和测序。结果 从ZS2分离株基因组DNA中扩增出特异的MIC1基因片段 ,克隆成功pWR45 0 - 1 -MIC1重组质粒。测序表明MIC1这部分基因与RH株相应碱基序列完全一致 ,高度保守。为下一步表达及免疫奠定基础。 展开更多
关键词 弓形虫 微线体蛋白1 部分基因原核表达 重组质粒 pwr450-1-MIC1 构建 鉴定 测序 克隆
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CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究
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作者 霍小东 谢仲生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期474-477,共4页
对压水堆乏燃料后处理回收铀(RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序,对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAG... 对压水堆乏燃料后处理回收铀(RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序,对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON/DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明:采用简单的2燃耗区,2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出,秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下,从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析,可以看出PWR/CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23%),提高燃料的能量输出(41%),又减少了废燃料的处置量(66%),可大大降低核电成本。 展开更多
关键词 后处理回收铀(Ru) CANDU pwr 燃料循环
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超流量工况下PWR燃料系统影响分析
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作者 李云 张林 +2 位作者 张吉斌 朱发文 马超 《科技视界》 2015年第24期98-99,共2页
本文介绍了国内二代加核电站调试过程中出现的流量超限情况,分析了流量超限工况下燃料系统的安全性及可靠性,特别针对落棒时间、燃料棒流致振动、燃料组件压紧功能等方面进行了评价,对燃料系统各部件的结构完整性是否受到影响也进行了... 本文介绍了国内二代加核电站调试过程中出现的流量超限情况,分析了流量超限工况下燃料系统的安全性及可靠性,特别针对落棒时间、燃料棒流致振动、燃料组件压紧功能等方面进行了评价,对燃料系统各部件的结构完整性是否受到影响也进行了评价。结果表明,超流量工况下,燃料系统仍能安全可靠的运行。 展开更多
关键词 pwr 超流量 燃料系统 安全性 可靠性
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PWR机组二回路热力系统循环函数法理论的研究 被引量:6
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作者 褚鹏举 葛斌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2004年第3期206-209,共4页
该文针对压水堆核电机组二回路再热系统的特点,将循环函数法加热单元的划分原理进行推广,划分出二回路热力系统主循环、再热蒸汽循环以及其他循环,从而推导出一套便于理解、计算简捷的二回路系统热力计算数学模型。在此基础上得到整个... 该文针对压水堆核电机组二回路再热系统的特点,将循环函数法加热单元的划分原理进行推广,划分出二回路热力系统主循环、再热蒸汽循环以及其他循环,从而推导出一套便于理解、计算简捷的二回路系统热力计算数学模型。在此基础上得到整个二回路热力系统的 “系统凝汽系数”,可以方便地用来分析二回路系统的热经济性。通过实例计算,验证了所提数学模型的准确性和通用性。 展开更多
关键词 电厂 热力系统 循环函数法理论 pwr 机组 二回路 数学模型
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PWR(U)乏燃料中超铀元素在混合堆快裂变包层内嬗变研究 被引量:3
9
作者 杨永伟 邱励俭 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第1期40-45,共6页
从中子学角度对PWR(U)乏燃料中的超铀元素(238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Pu、243Am、237Np、244Cm)在聚变-裂变混合堆快裂变包层内嬗变的可行性进行了研究.利用一维... 从中子学角度对PWR(U)乏燃料中的超铀元素(238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Pu、243Am、237Np、244Cm)在聚变-裂变混合堆快裂变包层内嬗变的可行性进行了研究.利用一维中子输运和燃耗计算程序BIDECAY对不同燃料组分的四个快裂变包层进行分析计算.结果表明,在聚变-裂变混合堆快裂变包层内安全、高效地嬗变PWR(U)乏燃料中的超铀元素是可能的。 展开更多
关键词 pwr(U)乏燃料 超铀元素 快裂变包层 嬗变
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PWR用闸阀的研制 被引量:1
10
作者 徐林 张京南 张云龙 《阀门》 北大核心 1999年第3期17-20,共4页
介绍了核动力的发展及应用, 对用于PWR的阀门提出了特殊要求。从动密封方面论述了核阀的基本结构类型, 对全封闭电动闸阀的屏蔽电传动装置、滚珠丝杠副、阀门和无触点位置控制指示器部分进行了分析,
关键词 闸阀 结构 传动装置 pwr 核反应堆
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PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究 被引量:4
11
作者 张伟国 高凤琴 周洪毅 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期367-375,共9页
用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道... 用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。 展开更多
关键词 压水型堆 蒸汽发生器 应力腐蚀开型
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奥氏体不锈钢在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为 被引量:2
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作者 段振刚 沈朝 +3 位作者 张乐福 王力 徐雪莲 石秀强 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2014年第7期637-641,646,共6页
通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均... 通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。 展开更多
关键词 压水堆 304不锈钢 316L不锈钢 含锌溶液 XPS分析
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PWR堆中非均匀余弦加热的传热研究
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作者 张敏 贾斗南 穆全厚 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1992年第1期13-24,65,共13页
在非均匀余弦加热、低压(≤4×105Pa)和中速(≤2.6m/s)向上流工质水中,通过试验和数值计算垂直圆管内外壁温度场来确定过冷沸腾空泡起始点。研究结果表明:空泡起始点首先出现在余弦曲线中心,并随着加热功率的增加和流量的减少... 在非均匀余弦加热、低压(≤4×105Pa)和中速(≤2.6m/s)向上流工质水中,通过试验和数值计算垂直圆管内外壁温度场来确定过冷沸腾空泡起始点。研究结果表明:空泡起始点首先出现在余弦曲线中心,并随着加热功率的增加和流量的减少向人口推进。在一个中压水回路上,用一个电磁阀模拟PWR的LOCA工况,实验测得CHF出现的时间tCHF和事故下压力、流量、流体温度以及内外壁温度的变化参数,并对这些参数进行了分析研究。 展开更多
关键词 pwr 非均匀 余弦 加热 传热
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一种基于温控机制的PWR水冷包层TBR优化方法
14
作者 邱阳 姚达毛 +2 位作者 张杰 刘常乐 高翔 《核聚变与等离子体物理》 CSCD 北大核心 2017年第4期475-481,共7页
根据DEMO情形下的堆芯和包层设计参数,基于包层产氚及热工的温度控制要求,研究了一种适合PWR水冷包层设计的氚增殖率(TBR)优化方法。利用中子学及有限元方法,建立了包层2维分析模型,计算了包层能量增益因子,并基于该因子计算了包层的总... 根据DEMO情形下的堆芯和包层设计参数,基于包层产氚及热工的温度控制要求,研究了一种适合PWR水冷包层设计的氚增殖率(TBR)优化方法。利用中子学及有限元方法,建立了包层2维分析模型,计算了包层能量增益因子,并基于该因子计算了包层的总能量沉积。研究了包层结构参数变化时局部TBR的分布特点。重点基于温控方法研究了包层结构参数的变化与TBR之间的内在联系,获得了包层局部TBR达到最佳值的结构参数理论参考值。 展开更多
关键词 TBR优化 温控机制 pwr 水冷包层 DEMO
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A Novel Computerized Water Level Control System of PWR Steam Generator of Nuclear Power Plant 被引量:1
15
作者 M.Tahir Khaleeq Lang Wenpen He Guosen (School of Automation) 《Advances in Manufacturing》 SCIE CAS 1998年第3期56-66,共11页
NomenclaturesAArea(m2)EEnergyControl(J)fPressureLossCoeficientaVoidFractionHSpecificEnthaply(J/kg)IInertance... NomenclaturesAArea(m2)EEnergyControl(J)fPressureLossCoeficientaVoidFractionHSpecificEnthaply(J/kg)IInertance(m)KFrictionLossC... 展开更多
关键词 Steam Generator (SG) Pressurized Water REACTOR (pwr) Nuclaer Power Plant (NPP) RULE based Real time Control (RRC)
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AC-600PWR蒸汽发生器模拟体设计 被引量:1
16
作者 陈炳德 张富源 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第3期227-230,共4页
介绍了AC-600PWR二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器(SG)模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率-容积比准则,但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下,进行了适当的... 介绍了AC-600PWR二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器(SG)模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率-容积比准则,但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下,进行了适当的修改和简化.该模拟体总体比例为1/390,换热管束及内件可更换,以满足不同实验研究要求。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 模拟 设计 压水堆
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Numerical analysis of pressure load in a PWR cavity in an ex-vessel steam explosion 被引量:1
17
作者 钟明君 李志刚 +3 位作者 林萌 黄熙 周源 杨燕华 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2014年第3期65-75,共11页
Ex-vessel steam explosion may happen as a result of melting core falling into the reactor cavity after failure of the reactor vessel and interaction with the coolant in the cavity pool. It can cause the formation of s... Ex-vessel steam explosion may happen as a result of melting core falling into the reactor cavity after failure of the reactor vessel and interaction with the coolant in the cavity pool. It can cause the formation of shock waves and production of missiles that may endanger surrounding structures. Ex-vessel steam explosion energetics is affected strongly by three dimensional(3D) structure geometry and initial conditions. Ex-vessel steam explosions in a typical pressurized water reactor cavity are analyzed with the code MC3 D, which is developed for simulating fuel-coolant interactions. The reactor cavity with a venting tunnel is modeled based on 3D cylindrical coordinate. A study was performed with parameters of the location of molten drop release, break size,melting temperature, cavity water subcooling, triggering time and explosion position, so as to establish parameters' influence on the fuel-coolant interaction behavior, to determine the most challenging cases and to estimate the expected pressure loadings on the cavity walls. The most dangerous case shows the pressure loading is above the capacity of a typical reactor cavity wall. 展开更多
关键词 蒸汽爆炸 力负荷 容器 数值分析 pwr 压水反应堆 腔压 位置参数
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PWR再淹没骤冷前沿温度场分析程序
18
作者 贾宝山 陈严 +1 位作者 赵兆颐 王利峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第5期39-44,共6页
为满足压水堆大破口LOCA分析的需要,在移植和开发TRAC-PF1程序中,应用了一种新颖的进行再淹没骤冷前沿处燃料元件温度场分析的方法。本文对这种方法及与之相关的燃料元件热传导数值模型、锆水反应和气隙传热计算进行了简要的描述。
关键词 压水堆 失水事故 再淹没 温度场
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基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析
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作者 张黎明 赵新文 +1 位作者 韩红新 蔡琦 《压力容器》 北大核心 2007年第12期18-21,共4页
以统计分析为基础,运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统(PWR—RCS)的管道焊接可靠性进行了定量分析,计算出其在服役0~50年间处于各种状态的概率,由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查,这对反应堆安全运行有一定的参... 以统计分析为基础,运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统(PWR—RCS)的管道焊接可靠性进行了定量分析,计算出其在服役0~50年间处于各种状态的概率,由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查,这对反应堆安全运行有一定的参考价值。 展开更多
关键词 压水型反应堆冷却剂系统 管道焊接 可靠性 马尔可夫模型
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PWR安全壳喷淋液滴的热效率
20
作者 范霞飞 舒羽非 《核电工程与技术》 1997年第4期40-46,共7页
本文对压水堆安全壳大气内单个喷淋液滴的热效率进行了分析,并举例计算。
关键词 pwr 安全壳 喷淋液滴 热效率 压水堆
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