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本文旨在开发一种新型磷酸反应器──具有类似太极图曲线形隔板的单槽双区四桨反应器(RTCB反应器)。首先以自来水和磷石膏为搅拌介质进行冷模实验,冷模实验结果表明,RTCB反应器具有功耗低、悬浮、混合效果好、停留时间分布合理等优点。然后,采用同样的二水物流程工艺条件,选取道尔槽作参照物进行热模实验,热模实验结果表明,相同条件下与道尔槽相比,RTCB槽具有省功、磷石膏结晶环境优越、磷石膏洗涤率稍高等优点,但磷矿萃取率稍低,可望用于湿法磷酸的工业化生产。本文的研究工作将为该反应器的进一步开发应用提供依据。 相似文献
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钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论推导出钠空泡反应性的计算方法,对1 000 MWe钠冷快堆MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行了计算。结果表明,钠空泡反应性主要来源于中子泄漏的增加和能谱的硬化,两者一正一负,且空间分布规律相反,导致钠空泡反应性具有强烈的空间依赖性;对于所计算的MOX燃料堆芯钠空泡反应性高达3 $左右。计算和分析结果阐明了钠空泡反应性的产生机理和分布规律,可为低钠空泡的设计提供参考。 相似文献
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通过对235U富集度为19.9%的UO2和U3Si2-Al的弥散体2种燃料进行物理计算,从中筛选出了优化的堆芯方案,并对其静态物理参数,诸如有效倍增因子、绝对中子通量密度、上铍反射层反应性价值、反应性温度系数、控制棒价值等进行了计算。 相似文献
26.
《Fusion Engineering and Design》2014,89(7-8):1351-1355
Lead–lithium alloy Pb83Li17 (0.6 wt.% lithium) is a potential candidate to be used as a neutron multiplier, tritium (fuel) breeder and heat transfer agent (coolant) in the International Thermonuclear Experimental Test Reactor (ITER). The tritium produced in the alloy could be soluble in the alloy or appear as a new phase. During reactor shut down condition, Pb83Li17 will be solidified and stored in a storage tank. Investigation on the solubility of tritium in solid Pb83Li17 is essential to quantify the trapped tritium in solid Pb83Li17 alloy to estimate the extent of radioactive contamination (with respect to tritium) and valuable tritium loss. Tritium being the isotope of hydrogen behaves more or less similar to hydrogen. In the present study solid-solubility of hydrogen in Pb83Li17 alloy has been investigated as a function of temperature and pressure. It was found that the hydrogen solubility increases with temperature (373–473 K) and follows the Sieverts law. Hydrogen solution enthalpy has been calculated using Seiverts constant and found to be −4.81 kJ/mole of hydrogen. 相似文献
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Hongye Zhu Xingtuan Yang Jiyuan Tu Shengyao Jiang 《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(8):844-855
In ocean environment, the ship motion significantly affects the natural circulation behavior in ship-based integrated-type reactor. This paper theoretically and experimentally investigated natural circulation characteristics in symmetrical loops under rolling condition. Experiments were carried out on a test loop with a symmetrical configuration by simulating the structure of an accrual reactor. The theoretical results revealed that only angular acceleration contributes to the resultant force under zero power rolling condition. In a closed circuit with a uniform cross-section area, the angular acceleration force integral is proportional to the angular acceleration and the area enclosed by the circuit. The integral value varies over time and causes flow oscillations. However, the angular acceleration force does not influence the flow status in the shared part of the two symmetrical neighbor circuits due to force interactions. Rolling experiments with a zero power load confirmed these results. Full power experiments under rolling condition exhibited observable flow rate and temperature oscillations in each branch of the flow channel. The oscillations in the side flow channels had the same values for both the period and the phase with the variation of rolling angle. The angular acceleration force was the main cause of this. The oscillations in the middle channel had a period half the value of the rolling period. The periodical variation of the vertical component of gravity caused this. The horizontal component of gravity was out-phasing with angular acceleration. Therefore, it alleviated oscillation in the side channels. The experimental results showed that for the same rolling period, as the rolling angle increased, the average flow rate decreased and oscillation amplitudes increased. Also, as the power load increased, the oscillations in the middle channel increased and the oscillation in the side channel decreased. 相似文献
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脉冲堆有手动、自动、方波和脉冲4种运行方式。对应每种运行方式,提供相应的测量通道并对重要参数进行指示和记录,使操纵员获得必要的信息。保护系统和联锁为反应堆安全运行提供保证。保护系统监测少数几种参数并对测量值进行处理和逻辑选通,以确保反应堆在事故工况时的安全。功率调节系统能实现:以恒定周期升功率和恒速降棒降功率。这样,在启堆或变功率运行时,操纵员只需板动定值开关,堆功率即能自动跟踪定值功率。 相似文献
29.
从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。 相似文献
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