【第二届和平利用原子能国际会议文献核动力厂及反应堆工艺5】科学.pdf

目录动力反应堆介貂 P/1885印地安区原子能发电站 P/1792希平港压力水反应堆的設計、建造与运行的經驗 P/2129苏联快中子实驗性反应堆反应堆安全及控制 P/232 反应堆运动学基本积分方程的推导 P/1207 测量原子反应堆中子通量的新方法 P/152 大量控制棒对热中子反应堆的反应性影响的計算 P/458 EBR-II的预定动态特性 P/2458 核反应堆的内票稳定性P/1009 半密封建筑物的空气泄漏 140 P/57 核反应堆内破裂燃料元件的探测 P/267 卡德霍尔反应堆安全間题反应堆工艺 P/2471 在大的温度和压力范围内对重水比容的实验测

反应堆在外壳内的压力为106个計示大气压下工作,用四条平行路内的循环水冷却,反应堆耗水量为24,500吨/小时,水进口温度252℃,水出口269℃.反应堆及其辅助設备的热功率計为58万5千,当压力为285个計示大气压和温度为232℃时,将生产1000吨/小时饱和蒸汽.预計,由120个释热粗件构成的第一个活性区,在满载时工作期限将达到600个工作日,装遣的布遣原子能装置(图2)包括:1)直径48米的球形保护壳体.2)外部辐射保护层.3)反应堆操室.4)释热粗件处理間.5)直接在释热粗件处理問后面的废料排除間.保护壳体用来防止放射性沾污物渗入电站四周空間.

子端部焊上端盖以使堵住.元件两头的燃料借助絶緣薄片使之与端盖隔开,释热元件粗成間距9毫米的方形格.間距借助撑杆(短而細的管段)来保持,撑杆置于元件之間并与它們焊接起来,撑杆的置放平面是向沿元件約每隔20厘米装有撑杆.每粗撑杆上,元件束用条或带条起来,并住外面的一排棒.这样一来就能保证元件盒与元件束之間必要的空陈,燃料薄片用密度很高的ThO和UO均质混合物制做,它們的体积受严格的公差限制,也考虑了薄片与壳壁之間相应的向和横向空隙,这样就有了必需的膨胀余地反应堆基本的热力特性由传热的要求,水力学和机械方面的要求以及相应的保证稳定工作的核性能来决定.