检索结果-南通市图书馆

轻水堆结构材料在加锌水中的腐蚀行为研究现状与进展

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腐蚀科学与防护技术 2011年第4期23卷 287-292页

作者：刘侠和吴欣强韩恩厚中国科学院金属研究所金属腐蚀与防护国家重点实验室沈阳110016

综述了加锌水化学(ZWC)对轻水堆(LWRs)结构材料的氧化膜生长特征、辐射场及应力腐蚀的影响,探讨了其相应的机理,并总结了ZWC的电化学研究进展,最后展望了ZWC技术的发展趋势.

关键词：加锌轻水堆氧化膜应力腐蚀电化学

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiC_f/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

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材料导报 2018年第13期32卷 2161-2166页

作者：程亮张鹏程中国工程物理研究院材料研究所绵阳621907

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,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的... 详细信息

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,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。

关键词：轻水堆包壳材料事故容错燃料 SiCf/SiC 钼合金

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轻水堆物理组件计算程序

核动力工程 1991年第3期12卷 41-49页

作者：章宗耀程和平季永成谢仲生尹邦华中国核动力研究设计院西安交通大学

对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,... 详细信息

对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,复盖了目前PWR和BWR堆芯组件的几何结构和核不均匀性。研究结果表明,穿透几率程序TPXY是当前工程上实用的计算效率最高的组件计算程序。

关键词：轻水堆物理组件中子输运方程

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轻水堆核燃料循环模型及优化

核科学与工程 1991年第3期11卷 216-225页

作者：戴为智万春荣朱永(贝睿) 清华大学核能技术设计研究院

本文研究了轻水堆核燃料循环流程。对从1989到2004年17年间运行5GW(e)动力堆所需的总运行费用进行了优化计算。为了考察后处理价格,钚价格以及不同的后处理方式对总运行费用的影响,计算了数种方案,计算表明,当后处理价格高达1100美元/... 详细信息

本文研究了轻水堆核燃料循环流程。对从1989到2004年17年间运行5GW(e)动力堆所需的总运行费用进行了优化计算。为了考察后处理价格,钚价格以及不同的后处理方式对总运行费用的影响,计算了数种方案,计算表明,当后处理价格高达1100美元/千克时,后处理可以不进行而直接贮存,因为这种情况下后处理所需的总运行费比直接贮存高,根据17年总运行费优化计算的结果,废燃料分批、及时后处理比贮存集中后处理要便宜,最多可节省总数约10~8美元左右。

关键词：轻水堆核燃料优化循环流程

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轻水堆发展规划的核燃料循环模型及优化

原子能科学技术 1992年第1期26卷 68-74页

作者：杨欣戴为智朱永 清华大学核能技术研究所北京102201

一、前言提高核燃料循环的经济性是增进核动力经济性极为重要的一环。国外有人提出利用动态线性规划方法,依据燃料循环中各环节内在的物理和化工过程。

关键词：核燃料循环轻水堆最优化

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轻水堆核电站腐蚀损伤及其对策

核科学与工程 1991年第3期11卷 226-238页

作者：石原只雄丁亚平日本金属材料技术研究所上海核工程研究设计院

本文以世界各国轻水堆所遇到的腐蚀损伤事例为中心,叙述产生这些损伤的原因和防止对策及其今后研究课题。文章指出,轻水堆环境中金属材料的腐蚀损伤发生在材料和作为冷却剂的高温高压水或水蒸汽相接触的部位,主要是BWR—次冷却系统不锈... 详细信息

本文以世界各国轻水堆所遇到的腐蚀损伤事例为中心,叙述产生这些损伤的原因和防止对策及其今后研究课题。文章指出,轻水堆环境中金属材料的腐蚀损伤发生在材料和作为冷却剂的高温高压水或水蒸汽相接触的部位,主要是BWR—次冷却系统不锈钢管的SCC,PWR蒸汽发生器镍基合金传热管的SCC、耗蚀、凹陷、晶间腐蚀,碳钢给水管的腐蚀疲劳,锆合金燃料包壳管的结节状腐蚀,PCI和控制棒导向管销钉的SCC。文章同时指出了解决这些腐蚀损伤的对策, 文章最后指出,长寿命技术开发,定量掌握轻水堆结构材料的损伤恶化程度,确立正确评价剩余寿命的技术是今后研究的重要课题。

关键词：轻水堆核电站腐蚀损伤

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轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

核动力工程 1993年第2期14卷 117-121,192页

作者：章宗耀李大图姚栋程和平谢仲生尹邦华中国核动力研究设计院成都610041 西安交通大学 710049

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法... 详细信息

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。

关键词：燃料组件轻水堆燃耗程序计算

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轻水堆技术发展综述

核动力工程 1989年第1期10卷 11-16页

作者：吴坤炳盛维兰西南反应堆工程研究设计院

本文综述目前轻水堆技术发展情况,包括轻水堆技术改进的方向,先进轻水堆的设计,各国轻水堆技术的研究和发展。

关键词：轻水堆非能动安全固有安全性

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轻水堆核燃料后处理技术的进展

核科学与工程 1992年第3期12卷 259-268页

作者：林漳基中国原子能科学研究院

评述和讨论了有关分离过程,溶剂萃取设备,燃料元件溶解,Purex过程U和Pu的分配,Purex过程中Np和Tc的分离,用过溶剂的再生,以及硝酸铀酰直接脱硝过程的进展。

关键词： Purex过程轻水堆乏燃料后处理