《表5 典型铅基反应堆的主要参数表》
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《束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析》
由前文可知,包壳在失束时的应力变化主要受内外壁面温差的变化影响。而燃料包壳的内外壁温差与反应堆的热流密度成正比。国际上的典型铅基反应堆,如比利时建造的采用铅铋合金冷却的加速器驱动次临界反应堆MYRRHA[19]、欧洲工业级铅冷嬗变设施EFIT[20]、欧洲先进铅冷示范快堆ALFRED[21]、俄罗斯模块化铅铋合金冷却反应堆SVBR-100[22]、俄罗斯铅冷快堆Brest-300[23]等堆型的设计参数与Ci ADS的主要参数对比见表5。
图表编号 | XD0024634400 严禁用于非法目的 |
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绘制时间 | 2018.10.15 |
作者 | 张庆阳、顾龙、彭天骥、盛鑫 |
绘制单位 | 中国科学院近代物理研究所、中国科学院大学、中国科学院近代物理研究所、中国科学院大学、中国科学院近代物理研究所、中国科学院近代物理研究所 |
更多格式 | 高清、无水印(增值服务) |