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堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象分析

张明乾 黄美良 付月明 禇倩倩

张明乾, 黄美良, 付月明, 禇倩倩. 堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(6): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0096
引用本文: 张明乾, 黄美良, 付月明, 禇倩倩. 堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(6): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0096
Zhang Mingqian, Huang Meiliang, Fu Yueming, Chu Qianqian. Assessment on Wear of In-Core Flux Thimble in a Typical Pressurized Water Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(6): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0096
Citation: Zhang Mingqian, Huang Meiliang, Fu Yueming, Chu Qianqian. Assessment on Wear of In-Core Flux Thimble in a Typical Pressurized Water Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(6): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0096

堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0096

Assessment on Wear of In-Core Flux Thimble in a Typical Pressurized Water Reactor

  • 摘要: 堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象在在役的中国改进型百万千瓦级(1000 MW)压水堆核电厂中普遍存在。为深入了解指套管磨损现象,获得指套管磨损的影响因素和在反应堆内的分布规律,为指套管磨损原因分析和结构改进提供指引。对36组通过涡流检查获得的指套管磨损数据进行分析,获得如下结论:指套管磨损程度与对应的堆内构件支承柱、格架板形式存在关系;在反应堆内靠近0°方位区域内的指套管更易发生磨损;电站运行初期,指套管磨损较快,随着电站运行,磨损程度趋于稳定;近年运行的电站在第一次涡流检测时获得的指套管磨损现象更严重。

     

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  • 刊出日期:  2018-12-15

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