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U(Ⅳ)是Purex流程铀钚分离循环中还原Pu(Ⅳ)较为理想的还原剂,催化H2还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)在法国已实现工业应用,但中国催化氢还原技术仍处于工艺探索阶段,在工艺条件及动力学行为研究方面尚缺乏数据支撑,鲜少进行系统性研究.因此,文中以Pt/SiO2为催化剂,开展硝酸体系中催化H2还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中动力学研究.结果表明:Pt/SiO2催化H2还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)在温度为15 ℃、固液比为0.03 kg/L时,反应速率常数k=2.9 × 10-3(mol/L)0.31·MPa0.21/min,并得到其反应动力学方程;在0-30℃范围内,随着反应温度升高,低于15 ℃时反应速率加快,而当温度超过15℃时反应速率减慢,反应控制步骤由动力学控制过程过渡到扩散控制过程,动力学控制过程反应活化能为23.5 kJ/mol,扩散控制过程反应活化能为-15.1 kJ/mol.
氢气U(Ⅳ)Pt/SiO2催化还原动力学
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传统核电调峰运行时受负荷跟踪模式和安全约束影响,灵活性和经济性相对较差,而小型模块化反应堆(small modular reactor,SMR)具有清洁低碳、高效可靠、负荷跟踪能力强等优点,并可为制氢提供高温能量来源.但目前关于SMR-氢热电联产参与电网调峰的协调调度研究尚属空白.鉴于此,该文基于SMR-氢热电联产系统的热量分配和控制策略,分析电氢联供核热电联产装置具有的氢电逆向耦合特性;利用SMR电氢联供参与调峰的运行特性,以最小化机组联合运行总费用为优化目标,综合考虑SMR调峰成本、弃风弃光成本以及常规机组的约束条件,构建了风光核氢协同优化调度模型.通过分析SMR不同调度场景,验证了所建模型在提升调峰灵活性和消纳可再生能源能力方面的效果;同时,所提策略在SMR-氢热电联产机组满足核电调峰安全性和热出力不变的前提下,通过机组负荷跟踪将多余热量用于氢气生产,可有效提高SMR机组调峰灵活性和运行经济性,使综合运行成本分别下降12.05％、14.51％.
小型模块化反应堆核能制氢调峰优化调度经济性
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针对我国铀矿山碱性合格液制备铀产品及后续铀纯化过程存在化学试剂消耗高、工艺水循环利用率低、工艺流程冗长、放射性废物处理量大等问题,对碳酸铀酰溶液加氢还原制备铀产品工艺进行了研究,分别考察了催化剂种类、反应温度、氢气压力对铀的加氢还原效果的影响,确定了合适的加氢还原条件,获得了较高的铀沉淀率.对加氢还原反应动力学进行了探索研究,表明在反应前期界面化学反应是表观反应速率的控制步骤,铀的加氢还原反应符合一级反应规律.采用铀矿山碱性淋洗合格液进行了加氢还原验证试验,并制得了高质量铀产品,其质量满足GB/T 10268-2008 标准要求.针对我国生产碱性淋洗合格液的铀矿山水冶工艺现状,提出了进行加氢还原制备铀产品的工艺改造流程简图,采用加氢还原工艺制备铀产品,有望显著提高我国铀矿山、铀纯化厂经济和环保效益.
铀碳酸盐催化剂加氢反应条件
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某核电厂氢气冷却器连接管道振动剧烈,已造成弯头断裂,严重影响设备运行,亟需开展振动控制.每台氢冷器配有两根冷却水管,每根管道的接口位于氢冷器的出入口处,该机组共有 4 台这样的氢气冷却器.因管道受发电机壳体的振动和管道内介质流体扰动,使氢冷器冷却水管道振动水平均较高,其最大振动值(RMS)达到 49.08 mm/s,远超限值要求,且主要表现为发电机工频(50 Hz)及其倍频部分.通过分析现场振动测试结果与仿真模拟计算,得到了管道振动原因,提出了合理可行的吸振改造方案,并对提出的方案进行了计算评估及改造前后的对比测量分析,以确保改造方案的可行性,为后续振动治理提供依据.
氢冷器管道振动原因吸振设计可行性评估
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溶液堆在运行过程中持续产生氢气,存在氢气爆炸风险.氢气爆炸事故下放射性包容边界的结构安全问题受到设计方和安全审查方的高度关注.本文建立了从氢气爆炸载荷模拟到结构力学响应分析的化-热-力耦合完整分析流程,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象开展了氢气爆炸事故下的结构安全评估.基于计算流体动力学方法和燃烧模型建立了氢气爆炸数值模拟控制方程,针对溶液堆系统结构特点分别开展了容器和管道结构中氢气爆炸试验验证计算;以溶液堆系统为对象建立了实尺寸数值计算模型,开展了不同点火位置下氢气爆炸载荷环境模拟;进一步地,开展了氢气爆炸热力载荷作用下结构力学响应分析和评价.结果表明:所建立的氢气爆炸数值模拟方法能够较好地模拟氢气爆炸载荷特征,适用于溶液堆系统;当溶液堆系统内部发生氢气爆炸时,放射性包容边界内部会产生明显的超压和高温,在管道端头点火导致的氢气爆炸危害性更大;在氢气爆炸热力载荷作用下,溶液堆能够保证结构安全.本文研究思路和成果为保障溶液堆系统结构安全提供技术支撑.
溶液堆氢气爆炸计算流体动力学安全评估
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为了对国内自主开发的反应堆严重事故一体化分析程序MOSAP(Modular Severe accident Analysis Program)的堆内早期现象分析模型进行验证,分别利用MOSAP程序和国际通用严重事故分析程序,对国际标准题ISP31和ISP46实验进行了建模计算.将MOSAP程序计算获得的燃料和控制棒温度、氢气产生以及主要放射性核素释放率等参数计算结果,与实验和国际通用程序计算结果进行对比和分析.结果表明:MOSAP程序计算结果与实验和国际通用程序计算结果均符合性良好,主要参数计算值与实验值偏差在20%以内.表明自主开发的MOSAP程序能够实现堆芯过热,燃料、包壳和控制棒氧化,以及裂变产物释放等严重事故堆内主要早期现象的模拟.
严重事故堆内现象国际标准题程序验证
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AP1000 机组采用了非能动的设计理念,应用了屏蔽式主泵、净化系统不降压、直接高压加氢、取消容积控制箱等新技术,简化系统布置和运行操作,但对一回路溶解氢控制带来新的挑战.通过对一回路和稳压器氢气分布和变化机制的分析,阐述了稳压器喷淋、蒸汽发生器传热管渗透对溶解氢的影响,总结了三门核电在启动期间、功率运行期间、小修期间、大修期间溶解氢的变化规律,并制定和实践了溶解氢控制方法.
溶解氢稳压器喷淋蒸汽发生器传热管渗透
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学位论文]作者：
邹征刚
冶金工程 江西理工大学 2024(学位年度)
氧化物闪烁晶体晶体生长热处理物相结构荧光光谱闪烁性能
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学位论文]作者：
但琪
物理学 西华大学 2024(学位年度)
氘氚燃料铌材料氢同位素反常渗透
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"华龙一号"(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究.利用严重事故一体化软件建立了"华龙一号"电厂模型,结合严重事故后安全壳内氢气可燃性判断准则,研究了典型事故后非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)作用下的安全壳内氢气浓度分布,分析了PCS对严重事故后氢气风险的影响.研究结果可为"华龙一号"严重事故管理措施的有效性论证提供支持.
华龙一号非能动安全壳热量导出系统严重事故氢气风险消氢系统夏皮洛图快燃区慢燃区
