轻水堆相关论文
如何提高轻水堆在正常运行工况和事故工况下的安全性一直是反应堆热工水力与安全领域的研究重点。然而,对目前的反应堆设计进行大......
一、前言锆合金是水堆中使用最成熟的结构材料,目前主要的锆合金有锆2,锆4,锆2.5铌合金,其中锆2用于沸水堆,锆4用于压水堆,锆2.5......
1991年核工业核电软件中心验收入库的有23个核电程序。其中,反应堆物理方面的有9个程序,它们是三维物理热工水力耦合程序RCS轻水......
【日本《核科学和技术杂志》第17卷第10期报道】日本原子能研究所用模拟高放废液对核燃料后处理产生的高放废液的稳定性进行了研......
主要从核不扩散的角度来研究讨论武器用钚的控制和核查问题。(1)主要讨论了军用钚的生产及其特征,分析了几种估计军用钚库存量的方......
本文介绍国外核电站设备检漏技术标准和检漏方法的现状和发展。
This article introduces the current situation and developmen......
国际原子能机构（IAEA）将小型反应堆机组定义为300MW以下的机组，电功率在300MW以上、600MW以下的为中型反应堆机组。美国能源部在IAEA......
同目前的水冷堆（工作在150个大气压左右，冷却剂出口温度约320℃）相比，SCWR的运行参数将大幅度提高（压力250个大气压，冷却剂出口温度高于5......
放射性废物管理是轻水动力堆安全的重要组成部分，已成为制约核能发展的重要因素，尤其是福岛事故后，放射性废物处理技术受到极大关注并......
利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件内中子通量密度分布.子区内中子源在空间上采用二次分布近似,还考虑了六角形组件周边水......
为了研究高性能轻水堆堆芯冷却通道内超临界工质流动与换热特性,采用Fluent软件对竖直上升环形通道内超临界水与管壁间的换热过程......
利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的......
介绍了包覆燃料颗粒技术及包覆燃料颗粒的结构和制备过程,探讨了包覆燃料颗粒及其技术的潜在应用方向。......
【世界核新闻网站2015年8月21日报道】美国正在考虑如何处理34吨过剩武器级钚,因为根据能源部(DOE)最近透露的一份报告,现行方案即......
<正>【英国《国际核工程》网站2018年8月13日报道】印度政府2018年8月8日宣布,印度私营企业未来将在所有核电厂建设项目中占据重要......
【世界核新闻网站2016年1月21日报道】纽斯凯尔电力公司（Nu Scale Power）2016年1月20日在一份声明中表示,英国国家核实验室（NNL）的研究......
本文详细介绍了美国核管理委员会(NRC)对轻水堆的设计目标基准的修订方案和策略,并在此基础上,考虑到我国核电厂址向内陆发展所致......
轻水堆核电站燃料棒一旦发生破损，燃料中的放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中，会给核电站的安全性和经济性以及公众健康造成......
介绍了美国核管理委员会新版的轻水堆核动力厂安全分析报告标准审查大纲中放射性后果分析的审管进展，讨论了委员会对放射性后果分析......
本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了......
回顾日本核电的发展过程，反映出核电技术的不断进步。从本世纪６０年代中期开始引进外国的核电设备后，日本对核电技术进行３个阶段的改进和......
综述了轻水堆核电站大型容器壳体与主管道连接部位中异种金属焊接接头应力腐蚀裂纹扩展行为的研究进展,阐述了国内外关于材料、应......
轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容......
2011年3月11日，日本东北部发生了9级大地震。这场自然灾害给日本带来的不仅仅是巨大的人员伤亡和经济损失，更因随后发生福岛第一核电......
UO2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛“311”核事故的突发揭露了UO2+Zr合金燃料体系在事故状......
