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1Vessel and Channel Fast Reactors Cooled by Boiling Water or Water with Supercritical Parameters显示文摘B. A. Gabaraev I. Kh. Ganev V. K. Davydov Yu. N. Kuznetsov V. A. Reshetov A. V. Smirnov 2003Atomic Energy2003,,4:1
2事故情况下RBMK主系统的热工水力性能显示文摘高通道功率反应堆(RBMK, Reactor Bolshoy Moshchnosty Kipyashiy)是沸腾轻水冷却、石墨慢化的热堆。使用低富集度的铀燃料棒组成18根一组的承压燃料通道(FC)。锆一铌合金包壳将冷却剂通道密封起来以保持冷却剂压力,并植入具有方形截面的块状石墨中。1600多个植入了燃料通道的石墨堆栈构成了堆芯,通过一个不锈钢箱体封装进反应堆承压容器内。F. D' Auria B. Gabaraev V. Radkevitch 李大鹏(译) 2008国外核动力2008,29,6:0
3压力管式超临界水反应堆的设计特点和概念设计显示文摘美国和俄罗斯早在20世纪50~60年代就研究过采用超临界压力水冷却的核反应堆概念设计。在中断了30年之后,作为水冷堆的最后发展途径,发展用超临界水(SCW)冷却的核反应堆的理念再次受到关注。 在核反应堆中采用超临界水的主要目的是:①将现代核电厂(NPP)的热效率从33%~35%提高到约40%~45%;②减少投资和运行费用,从而降低电价(-$1000US&W)。SCW NPPs相对于现代核电厂将具有更高的运行参数(压力大约25MPa、出口温度可达625℃)和简化的流程,在简化的流程中可以取消蒸汽发生器、蒸汽干燥器和蒸汽分离器等。而且高的SCW温度将允许利用直接热.化学工艺产氢,由于反应速率增加,产氢成本很低。 加拿大和俄罗斯正在开发压力管式SCW核反应堆概念。本文讨论了2种通道和燃料棒束的有关设计特点,介绍了俄罗斯运行NPP超临界蒸汽加热器的经验。主要结论是:发展压力管式超临界水反应堆是可行的,与其他热能系统相比,预期具有明显的优势。R. B. Duffey I. L. Pioro B. A. Gabaraev Yu. N. Kuznetsov 叶良成(译) 李满昌(校) 2008国外核动力2008,29,5:0
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