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各国纷纷推出高温气冷堆发展计划
1
作者 钟大辛 《国际学术动态》 1999年第4期56-57,共2页
ENC’98国际核能会议于1998年10月25日至28日在法国尼斯召开。议题包括核能与环境,核电站的运行,核燃料循环,新的与未来的堆型、核电站等。我参加了高温气冷堆研讨会。研讨会有两个议题:高温气冷堆和试验堆研制状况;商用高温气冷堆的设... ENC’98国际核能会议于1998年10月25日至28日在法国尼斯召开。议题包括核能与环境,核电站的运行,核燃料循环,新的与未来的堆型、核电站等。我参加了高温气冷堆研讨会。研讨会有两个议题:高温气冷堆和试验堆研制状况;商用高温气冷堆的设计与评估。清华大学核能技术研究院发表了"中国高温气冷堆计划的状况"和"中国10 MW高温气冷试验堆(HTR-10)项目进展"两篇文章,受到国际核能界的关注。 展开更多
关键词 高温气冷堆 高温气冷试验堆 核电站 发展计划 高温堆 核能技术 研讨会 气体透平 研制状况 反应堆
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10MW高温气冷试验堆氦气安全阀的全性能试验 被引量：1
2
作者 吴莘馨 《通用机械》 2007年第8期25-27,共3页
一、安全阀的功能及主要技术参数 1．功能 核一级氦气安全阀安装在一回路压力泄放系统，主要功能是在反应堆一回路系统达到压力设计限值时，通过安全阀排出部分氦气，防止一回路的压力超过设计限值，保证一回路压力边界的完整性。
关键词 高温气冷试验堆 安全阀 性能试验 氦气 一回路系统 压力设计 技术参数 压力边界
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HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析
3
作者 高祖瑛 刘宝亭 孙玉良 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第2期102-106,共5页
热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故，该事故喷放阶段结束后，在气体扩散和浮升力的作用下，堆舱中的空气通过破口进入堆芯，并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流，从而引起进气事... 热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故，该事故喷放阶段结束后，在气体扩散和浮升力的作用下，堆舱中的空气通过破口进入堆芯，并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流，从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况，本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理，然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明，即使在该极限事故下，ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。 展开更多
关键词 高温气冷试验堆 进气事故 自然对流 石墨腐蚀
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HTR-10 热气导管断裂事故下的扩散自然对流瞬态过程分析
4
作者 刘宝亭 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期238-242,共5页
热气导管断裂事故是１０ＭＷ高温气冷试验堆（ＨＴＲ１０）的假想事故。为了分析该大破口事故初期的扩散自然对流的瞬态过程，本文提出了一个一维扩散自然对流模型，并用日本原子能研究院（ＪＡＥＲＩ）的倒Ｕ型管内的扩散自然对流实... 热气导管断裂事故是１０ＭＷ高温气冷试验堆（ＨＴＲ１０）的假想事故。为了分析该大破口事故初期的扩散自然对流的瞬态过程，本文提出了一个一维扩散自然对流模型，并用日本原子能研究院（ＪＡＥＲＩ）的倒Ｕ型管内的扩散自然对流实验验证了该模型。利用该模型分析了ＨＴＲ１０热气导管断裂事故下的扩散自然对流过程。结果显示：经过４００００ｓ的时间延迟形成稳定的自然对流，其质量流量为０．０４ｋｇ／ｓ。 展开更多
关键词 高温气冷试验堆 热气导管 断裂事故 瞬态过程
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10兆瓦高温气冷试验堆并网发电
5
《军民两用技术与产品》 2003年第2期33-33,共1页
关键词 高温气冷试验堆 并网发电 发电效率 热态调试试验
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