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211.
超临界水氧化技术在处理高浓度难降解有机废水时具有去除率高、反应速度快、无二次污染等独特的优势,但存在盐沉积引起的反应器堵塞问题。本文针对国内外盐沉积问题研究的技术现状进行系统综述,归纳了盐沉积问题的研究方法,总结了部分盐在超临界水中的溶解度以及沉积和分离特性,阐述了盐沉积理论及从源头控制盐沉积途径,介绍了避免盐沉积引起反应器堵塞的技术方法,并对后续的研究进行了展望。指出盐沉积问题的解决还需进一步研究盐形成和沉积机理,建立不同盐类混合物的相图,研究盐沉积动力学和多组分系统的相行为,考察多组分盐之间的相互作用机制。这些信息有利于研究人员掌握超临界水氧化技术中盐沉积问题的基础知识和发展方向,有助于在实际工程应用中指导反应器结构设计和优化运行条件。 相似文献
212.
以酸碱快速中和反应为例,利用CFX5软件,分析了喷射反应器结构尺寸(扩散段角度、喷嘴/混合段直径比及喷嘴位置)对流动混合特性、阻力分布及反应行为的影响规律。结果表明:喷嘴/混合段直径比存在一个最优值0.35,大于该值,则喷射反应器内相同截面上转化率变低,而小于该值转化率不会进一步提高,但压力降却进一步增加;喷嘴出口离混合段距离越远,反应越早完成,喷嘴出口位置与吸入管中心在同一平面时反应效果最好,在此处的压力降也最大;扩散角度越小,喷射反应器内流体混合越好,相同截面上转化率越高,但同时喷射器的压力降也越大。 相似文献
213.
214.
215.
216.
管桩桩端在持力层遇孤石成桩后,往往会产生剪切裂缝而爆裂脆断。通过对岩土内部本构特征变化机理的分析,得出终压力满足要求是暂时的假象,并提出辨识这种假象的方法和解决该类质量缺陷的处理意见。 相似文献
217.
218.
以圆管为弦管,方管(包括矩形管)为支管的混合空间钢管节点,构造新颖,受力复杂,其承载力设计和计算是工程师所关注和急需解决的问题。本文采用非线性有限元方法,选用四节点等参壳元,应用自动步长增量法求解方管圆管混合空间管节点轴向受力或平面外受弯的极限承载力。程序系统在移植ADINA程序的基础上,开发了可进行T型、X型、K型和TT型管节点有限元网格剖分的前处理程序CTUBE,并编写了AutoCADADS/RX应用程序显示管节点模型受荷后的变形和应力分布。本文通过大量算例分析,回归出相关承载力计算公式,供设计人员参考。 相似文献
219.
对蚁群优化算法进行研究,并进一步将其应用于生产设备的故障诊断中,建立相应的故障诊断模型.根据某化学反应器在生产过程中的实测数据,提取不同状态下反应器的状态特征值,并应用训练后的诊断模型进行诊断.实验结果表明,诊断结果准确,是解决故障诊断问题的良好途径. 相似文献
220.
This paper summarizes the work done in the SARNET European Network of Excellence on Severe Accidents (6th Framework Programme of the European Commission) on the capability of the ASTEC code to simulate in-vessel corium retention (IVR). This code, jointly developed by the French Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) and the German Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit mbH (GRS) for simulation of severe accidents, is now considered as the European reference simulation tool.First, the DIVA module of ASTEC code is briefly introduced. This module treats the core degradation and corium thermal behaviour, when relocated in the reactor lower head. Former ASTEC V1.2 version assumed a predefined stratified molten pool configuration with a metallic layer on the top of the volumetrically heated oxide pool. In order to reflect the results of the MASCA project, improved models that enable modelling of more general corium pool configurations were implemented by the CEA (France) into the DIVA module of the ASTEC V1.3 code.In parallel, the CEA was working on ASTEC modelling of the external reactor vessel cooling (ERVC). The capability of the ASTEC CESAR circuit thermal-hydraulics to simulate the ERVC was tested. The conclusions were that the CESAR module is capable of simulating this system although some numerical and physical instabilities can occur. Developments were then made on the coupling between both DIVA and CESAR modules in close collaboration with IRSN. In specific conditions, code oscillations remain and an analysis was made to reduce the numerical part of these oscillations. A comparison of CESAR results of the SULTAN experiments (CEA) showed an agreement on the pressure differences.The ASTEC V1.2 code version was applied to IVR simulation for VVER-440/V213 reactors assuming defined corium mass, composition and decay heat. The external cooling of reactor wall was simulated by applying imposed coolant temperature and heat transfer coefficient (HTC). The obtained results (pool temperatures, heat flux distribution, reactor wall ablation) were compared with available predictions of other codes. The agreement was correct, in particular on the shape and depth of ablation, as well as the maximum heat flux in case of a thick metallic layer, while ASTEC calculated a lower maximum heat flux for a thin metallic layer. 相似文献