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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
联氨 淤渣率 PWR 停堆湿保养
2009/1/6
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,降低
PWR冷管段1%小破口失水事故实验研究
ＨＰＩＴＦ ＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序 水封清除 ＥＣＣＳ
2008/12/30
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果相比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。
PWR失水事故工况下燃料包壳与水蒸汽反应研究
燃料包壳 Zr-4
2008/12/16
文章描述PWR失水事故工况下燃料包壳与水蒸汽的氧化反应行为。国产Zr-4包壳管在900-1500℃流动水蒸汽中的等温反应速率在1000℃以上遵循抛物线规律,ZrO_2层、α-Zr(O)层和ZrO_2+α-Zr(O)层的成长在此温度以上也遵循抛物线规律,其速率常数分别为:K,(O_2)=4.98 ×10~5exp(-20907/T),mg~2·cm~4·s~(-1);K,(ZrO_2)=0.010...
压水堆定期安全审评（Periodic Safety Review of PWR）
定期安全审评 符合性检查 安全再评价
2008/11/19
主要介绍了法国压水堆核电站定期安全审评（PSR）情况，并对我国压水堆核电站定期安全审评作一简单介绍。
法国压水堆核电厂事故缓解对策（The Accidents Mitigation Concept of French PWR Nuclear Power Plant ）
事故 严重事故 缓解对策
2008/11/19
对法国压水堆核电厂的事故缓解对策作了概要的介绍。
百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器国产化能力分析（Domestic Design and Manufacture Capability Assessment Of 1 000 MW PWR Steam Generator ）
压水堆 蒸汽发生器 国产化
2008/10/22
蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备。经过数十年的努力，我国目前已基本掌握百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器关键设计技术，具备了设计和制造能力，可以满足新建核电厂蒸汽发生器国产化的要求。本文论述了我国百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器研发需要掌握的关键技术，现有的蒸汽发生器自主设计和制造能力，并对蒸汽发生器国产化比率作出估计。
介绍了压水堆蒸汽发生器热交换管的材料构成以及几种材料腐蚀的类型，阐述了热交换管的老化机理、发生部位及裂纹形态，论述了热交换管在役检查的要求、方法及局限性。
PWR核电站严重事故情况下放射性碘化学和安全喷淋
放射性碘
2008/10/8
通过对压水堆(PWR)核电站在严重事故情况下放射性碘的化学形态、喷淋过程中碘的化学行为、碘化物的辐射化学和喷淋液与材料的相容性论述,论证了秦山核电站安全壳喷淋添加剂(NaOH)的不可缺少。
PWR热工水力实验研究中的模拟问题
水力实验 压水堆
2008/10/8
文章对常用的模拟方法、国外已建成的大型实验装置存在的模拟问题及模拟失真对计算程序的影响作了简单介绍,并对如何避免和减少这种影响提出了建议。