一、钍燃料循环的现状和发展（论文文献综述）
张亚朋[1]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中指出熔盐堆采用液态形式燃料,具有流动性,可以实现裂变产物在线去除和233Pa在线提取,被认为是实现钍资源高效利用的理想堆型之一。重水慢化熔盐堆采用液态形式燃料,以重水作为慢化剂,综合了重水堆高中子经济性与传统熔盐堆在线处理、低压运行等优势,同时避免了石墨慢化熔盐堆中石墨由于中子辐照需定期更换所带来的一系列核废料管理问题,是最近提出的一种新概念熔盐堆。小型化反应堆具有低建设成本、高部署灵活性等优势,是未来核能发展的重要堆型之一。鉴于此,本文提出了一种功率为500 MWth的小型重水慢化熔盐堆。围绕该堆型,从堆芯设计、钍铀燃料循环和安全特性分析三方面进行了系统研究。为了获得较好的钍铀增殖性能以及负温度反应性系数以确保反应堆运行安全,本文首先对小型重水慢化熔盐堆的设计目标和准则进行了梳理,并开发出初始临界搜索（critical search calculation code,CSCC）计算模块。以此为基础,通过改变对边距（P）～（5～24）cm和熔盐份额（VF）～（4～28%）,对易裂变核素初始装载量、初始转换比（CR）、温度反应性系数（TRC）等目标参数进行了优化。考虑到钍铀燃料增殖和钍铀循环过渡需要,分别选取了三种启堆燃料233U-Th、LEU-Th和TRU-Th(LEU,17.95 wt%235U/U)进行分析,以期获得较好的初始钍铀循环性能。分析结果表明,233U-Th和LEU-Th两种燃料在所选取的Ps和VFs范围内,温度反应性系数均为负。相对而言,当堆芯P及VF分别为20 cm与20%时可获得较好的初始CR以及易裂变核素初始装载量。对于TRU燃料,建议采用较小的P（～5cm）和较大的VF（～24%）的堆芯以获得负的TRC。另外,考虑到熔盐管道对钍铀循环性能的影响,Si C和隔热层的厚度应分别小于2 mm和7 mm。堆外过渡是以现有常规易裂变核素为启堆燃料,在线提取233Pa,并且在堆外衰变为233U(T1/2=27 day)后储存,直到积累足够的233U以启动新堆的钍铀循环过渡方法。由于不需消耗233U,堆外过渡是解决自然界缺乏233U问题的有效途径之一。现有的堆外过渡方案以相同的燃料为启堆燃料和添加燃料（例如LEU）,将不可避免引入非易裂变重金属核素,导致堆芯重金属核素浓度升高,从而影响燃料盐化学稳定性与堆芯运行安全,也导致堆芯运行时长受限（为避免重金属核素浓度过度增加）。为此,本文提出了维持重金属浓度不变的改进型堆外过渡方案,其中包括两个阶段。第一阶段,以LEU为启堆燃料,在线添加从轻水堆（LWRs）乏燃料所提取的超铀（TRU）核素维持堆芯临界运行,同时在线提取233Pa。为确保TRC为负值并保持一定的安全裕量,第一阶段运行时间设置为300天。第二阶段将从第一阶段增殖所获得的233U与TRU进行混合,作为添加燃料。分析结果表明,混合燃料可维持堆芯临界安全运行,TRC为负值,并实现钍铀过渡与增殖。与此同时,通过提高混合燃料中233U份额可进一步改善TRC值。当混合燃料中233U的份额设定为15 mol%,只需3年便可获得启动一新堆所需的233U。60年运行,可添加TRU约11,512 kg,堆芯内残留TRU约3,830 kg,消耗TRU 7,680kg,所添加TRU燃料的放射性毒性可降低11%。堆芯稳态和瞬态响应特性是评价堆芯运行是否安全的重要依据。基于重水慢化熔盐堆独特堆芯结构,首先开发了适应于小型重水慢化熔盐堆的核热耦合程序。然后从隔热层厚度、重水流动速度、中子通量分布、熔盐温度分布和重水温度分布等方面对堆芯稳态特性进行了分析。分析结果表明,当隔热层厚度从3 mm减少到1 mm时,重水温度显着增加,综合考虑隔热层厚度对燃料增殖性能影响,建议选取3 mm作为隔热层厚度。在此厚度下,即使当重水速度从0.6 m/s降至0.02 m/s,重水温度从61.5℃升高到90℃,仍低于沸点,处于安全范围内。同时,燃料盐最高出口温度为667℃,低于700℃设计上限。与此同时,针对熔盐入口温度驱动瞬态、重水速度驱动瞬态、熔盐速度驱动瞬态等几种典型瞬态事故工况进行了深入分析。在燃料盐入口驱动瞬态、燃料盐流速驱动瞬态中,重水温度、燃料盐温度、堆芯功率均在安全范围内;对于重水速度驱动瞬态,由于堆芯功率变化较小,重水温度变化主要由重水流速变化所导致,但重水温度均处于安全范围内。上述分析结果表明,所设计的堆芯初步满足安全设计要求。
何燎原[2]（2020）在《氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究》文中进行了进一步梳理作为六种第四代先进核反应堆候选堆型中唯一的液态堆,熔盐堆可在线连续添换料,其堆芯可以较小的剩余反应性运行,在安全性、经济性、燃料利用率以及防核扩散等方面均具有显着优势,是实现钍铀燃料循环的理想堆型。氯盐快堆作为熔盐快堆的一种,其重金属溶解度高、结构简单、中子经济性好、能谱硬,具有优异的燃料增殖与嬗变能力,在实现闭式Th-U燃料循环,解决当前核能发展面临的燃料利用率低、次锕系核素积累量大等挑战上具有较大的潜力。但实现氯盐快堆闭式钍铀循环方案的大规模部署同样面临很多挑战,首先要解决的是现实钍铀循环所需的燃料233U来源缺少的难题,氯盐快堆由于能谱更硬,易裂变核素的裂变截面更小,因此,达到临界需要更多的初始易裂变核素装载量,这进一步加剧了233U的来源缺乏问题。本课题从氯盐快堆平衡态的增殖特性优化入手,采用混合智能算法在固定总功率条件下对平衡态的平衡增殖性能进行了优化,然后基于优化后的堆芯模型,利用目前可获得的点火燃料（富集铀和从压水堆乏燃料中分离得到的钚以及超铀）,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）两种过渡方式下研究了点火燃料类型、后处理速率等关键参数对氯盐快堆燃料中子学性能的影响,评估了各种循环方式的性能,并将其与氟盐快堆Th-U循环以及氯盐快堆的U-Pu循环的性能进行了全面对比,突出了氯盐快堆Th-U循环的特点。本文首先对氯盐快堆的关键问题进行研究,确定了氯盐快堆的预设计方案。通过计算分析确定选用中子经济性和增殖性能较好、价格便宜、来源广泛的NaCl作为氯盐快堆的基本载体盐;接着,分析了37Cl的富集度对于堆芯的增殖性能、安全性及有害物质的产生等的影响,并综合考虑富集成本与堆芯的中子学性能等,确定了选择富集度为97%的37Cl作为载体盐的阴离子。最后,通过计算分析确定了后处理过程中需要提取的裂变产物及后处理方式。本文对氯盐快堆的平衡态增殖性能进行了优化,完成了对于氯盐快堆的优化设计。首先,经过计算,确定了待优化的变量及其变化范围;接着,为了快速优化氯盐快堆的平衡态增殖性能,发展了一种混合自适应遗传退火算法,该算法结合了遗传算法的全局搜索能力以及模拟退火算法的局部搜索性能,并加入了自适应遗传算子,测试结果表明其较好的鲁棒性与搜索效率。然后,通过耦合HAGASA算法与熔盐堆平衡态快速搜索程序MESA及SCALE的临界计算模块,发展了熔盐堆堆芯平衡态快速优化程序,对MCFR进行了平衡态的增殖特性优化,得到了优化后的堆芯基本参量。本文基于优化的氯盐快堆模型,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）过渡模式与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究了其Th-U循环性能。在B&B过渡模式下,对后处理速率分别为20 L/day、40 L/day及200 L/day的氯盐快堆Th-U循环性能展开研究,为解决自然界中不存在Th-U循环所需的启堆燃料233U这一问题,采用LEU、Pu与TRU作为启堆燃料,通过在线添加233U与232Th的方式,实现纯的Th-U循环。研究结果表明:虽然9种模式下堆芯均能顺利过渡到纯的Th-U循环,但由于初期生产的233U无法满足临界需求,需要从外界加入233U以维持临界,LEU启堆模式所需外界补充的233U量最大,在20 L/day后处理速率下的需求量达到了约424 kg左右,这无疑增加了Th-U循环的实现难度。此外,不同启堆模式对应的堆芯燃料多普勒系数和燃料密度系数在整个200年运行过程中,均能维持负值,而总的温度反应系数均在-8 pcm/K以下,较好的保证了堆芯的安全性。在预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究结果表明:在慢速后处理条件下（40 L/day）,LEU的233U净产量与TRU与Pu启堆循环相当,平均年净产量约为565 kg,相应的倍增时间约为13年,但其“置换比”远小于TRU与Pu启堆,这意味着增殖相同质量的233U,需要消耗更多的易裂变燃料。当堆芯的燃料后处理速率超过85 L/day,LEU启堆的PB&B的循环模式将无法在200年的堆芯运行中始终保持临界,而对于TRU与Pu启堆模式,将后处理速率提升至300 L/day,其233U年产量约为928 kg与940 kg,倍增时间缩小至6.6年左右;最后,在B&B与PB&B过渡模式下,将氯盐快堆Th-U循环与氟盐快堆Th-U循环及氯盐快堆U-Pu循环在相同条件下进行了对比,结果表明:氯盐快堆在增殖性能、后处理要求、裂变产物及次锕系核素的积累量等方面均优于氟盐快堆,而氟盐快堆具有更大的缓发中子份额;氯盐快堆U-Pu循环相比于Th-U循环具有更大增殖比,更短的倍增时间,但其负温度反应系数绝对值及缓发中子份额更小,次锕系核素积累量更多,从而导致其放射性毒性等更强。
邹春燕[3]（2020）在《利用超铀元素（TRU）启动的熔盐热堆钍铀循环过渡及嬗变性能研究》文中认为随着核能需求的日益增长,核燃料稳定供应及核废料处置等问题已成为核能长期健康发展的瓶颈,必须尽快得到解决。回收利用或嬗变核废料中的超铀核素（TRU,transuranic elements）,同时实现钍的闭式循环利用是解决上述两大问题的有效途径。作为第四代先进核能系统中唯一使用液态燃料的堆型,钍基熔盐堆（TMSR,Thorium-based Molten Salt Reactor）核能系统在安全性、经济性、可持续性和防核扩散性等方面具有显着优势。TMSR在燃料形式上有着较高的灵活性和较好的中子经济性,可实现钍铀燃料增殖及强放射性核废料中TRU的高效嬗变。因此,TMSR有利于实现核燃料的稳定供应及核废料的最小化,可为核能的可持续健康发展提供保障。在TMSR中实现钍的闭式循环利用,首先需要解决U233的来源问题。本文使用核废料中的TRU作为启动燃料实现钍铀循环的过渡。此外,本论文还制定了纯TRU嬗变和次锕系（MA,minor actinides）嬗变两种嬗变策略,以实现核废料最小化的目标。首先,本文对利用TRU启动的TMSR实现钍铀循环过渡的中子学性能进行了研究。具体内容如下:（1）小型模块化熔盐堆（SM-MSR,Small Modular Molten Salt Reactor）的过渡方案设计及性能研究。考虑到熔盐中TRU的溶解度上限值及TRU作为燃料的固有安全性,本文分别选择了四种不同TRU溶解度的熔盐组分（FLibe、FLi、FLiNaK、NaCl）,并对堆芯中的石墨组件大小（P）及熔盐石墨比（VF）等参数进行优化,以选择合理可行的SM-MSR堆芯运行参数。利用SM-MSR部署的灵活性,提供了单堆和多堆两种钍铀循环过渡方案。采用单堆过渡方案,过渡时间最短为16.9年;采用多堆过渡方案,过渡时间最短为12年。（2）大型熔盐增殖堆（TMSBR,Thorium-based Molten Salt Breeding Reactor）的过渡方案设计及性能研究。利用燃料在线后处理的优势,在TMSBR上可实现堆内和堆外两种钍铀循环过渡模式。本文重点讨论了三种后处理速率（100 L/d、1000 L/d和4000 L/d）对过渡性能的影响,为两种过渡方案的后处理速率选择提供依据。结果表明:采用堆内过渡方案时,后处理速率需大于1000 L/d;采用堆外过渡方案时,为了维持熔盐化学的稳定性后处理速率需小于1000 L/d。总体而言,利用TRU核素启动的熔盐堆可实现灵活可行的钍铀循环过渡方案,有效解决了钍铀循环中U233的来源问题。论文进一步对TMSR中纯TRU燃料运行嬗变策略的中子学性能进行了评估。TRU中含有大于50%以上的易裂变燃料,可直接用于TMSR且无需额外添加燃料,有利于实现TRU的高效嬗变。对于纯TRU燃料运行模式而言,燃耗过程中TRU的裂变消耗量即为其嬗变量。研究结果表明TMSR中TRU的嬗变比消耗可达370 kg/GWth.y。针对纯TRU燃料循环过程中出现的正温度反应性系数问题,本文提出了两种解决方案:一是在燃料中添加热中子区域内中子吸收截面很高的核素Er167;二是调整MA在TRU中的比例。结果表明:采用添加Er167方案时,VF为5%40%范围内,若将总温度反应性系数保持为-2 pcm/K,在5%40%的VF范围内,Er167的需求量分别为94.4 g178.3 g。采用调整MA比例方案时,当MA摩尔份额大于50%时,堆芯能够实现负温度反应性系数。为了同时满足FLibe熔盐的TRU溶解度上限值（3.1%）,当MA摩尔份额为50%时,VF需选择为5%25%范围;当MA摩尔份额为60%,要求VF≤5%。综上,熔盐堆中的纯TRU运行模式可有效降低核废料中TRU总量,且添加Er167及调整MA比例两种方案都能够有效改善TRU引起的正温度反馈问题。MA是长寿命高放射性核废料,在乏燃料中占据主导地位。嬗变是降低MA储量实现乏燃料安全处置的有效途径之一,是实现核燃料可持续发展的必要条件。本文基于TRU产量极少的钍铀循环,开展了熔盐堆MA嬗变策略的中子学性能研究,以进一步降低核废料的储存。本论文选取了三种不同MA溶解度上限值的熔盐组分（FLibe,FLi,FLiNaK）,设计了四种不同的MA嬗变方案,并从临界性能（临界U233装量、能谱）、燃耗性能、MA嬗变性能、放射性毒性等多个角度,评估了各方案的可行性。结果表明:四种方案中,使用中子经济性高的FLibe熔盐能够实现较高的嬗变率,并且随着VF的增加而减少,VF为5%时,MA嬗变率最高为60.6%;使用FLiNaK熔盐且初始不装入Th的嬗变方案,其MA嬗变比消耗最高,并且随着VF的增加而增加,VF为40%时MA嬗变比消耗最高为226 kg/GWth.y。运行50年之后,MA的放射性毒性降低了约一个量级。
马浚[4]（2020）在《Pa（V）在水溶液中的配位化学理论研究》文中指出镤（Pa）是锕系元素中第一个具有f电子的元素,有着独特的性质,有着很强的放射性和生物毒性。Pa（V）有很强的水解作用,在水中容易形成胶体,吸附在器壁上;在非络合强酸性水溶液中会形成单氧镤酰离子PaO3+。Pa是钍铀燃料循环重要的中间体,还在核取证、地质年龄测量方面有重要意义。因此,Pa（V）化学研究是一个具有吸引力又具有挑战性的问题。本工作先对Pa（V）水合物离子的配位数进行研究,对水解生成的多种离子转化过程进行分析,再对不同烷基链的二烷基酰胺对Pa（V）萃取的选择性问题进行深入探讨。这些基础性的工作,为Pa化学的深入研究奠定了基础。本工作采用密度泛函理论（DFT）方法。从研究水溶液中Pa（V）的初始状态入手,对不同数量水分子的Pa（V）离子结构、热力学和其水解反应动力学进行分析,确认水中的稳定结构,分析初始水合离子形成Pa=O配合物离子的动力学/热力学过程。对[Pa（H2O）9]5+离子在水中的转化进行研究,计算了可能的动力学过程,优化了各个动力学过程初态和终态的稳定结构。以[Pa（H2O）9]5+离子为能量零点,确定了各个结构的相对能量。对过程中的过渡态、终态结构的稳定性以及热力学数据反应的水解平衡的转化过程进行了分析和讨论。对历来研究者关注的Pa的萃取问题,本研究采用近年来研究者比较关注的二烷基酰胺为萃取剂,对二烷基酰胺和Pa（V）配位键的亲和能进行了研究,为有效和选择性萃取Pa（V）提供了理论依据。得到如下结论:计算确认两种配合物初始离子为[Pa（H2O）9]5+和[Pa（H2O）10]5+,其第二配位球上的水易于第一配位球中的水分子发生质子转移,形成稳定的Pa=O配合物水合离子,具有较高的热力学稳定性。水溶液中最稳定的Pa=O结构为[PaO（H2O）6]3+。这种结构是由[Pa（H2O）9]5+、[Pa（H2O）10]5+开始的质子转移-水解离机制形成的。[PaO（H2O）6]3+采用五边形双锥构型。相对较弱的Pa-O键（与赤道Pa-O键相比）在Pa=O键的反式方向,这导致配体交换和萃取反应更容易在这个位置发生置换反应,也就是优先取代Pa=O键反式方向的水分子。[Pa（H2O）9]5+离子在水中水解后,多种离子在水溶液中形成水解反应平衡。自发水解过程过渡态能垒很小,在5kcal/mol以下。自发水解产生水中最重要的平衡:Pa（OH）23+（?）Pa（OH）4+（?）PaO3+（略去了离子中的水分子和H3O+离子）,Pa（OH）4+向两边的反应都是自发进行的,在不同酸度和成分的水溶液中存在着平衡关系的相互移动和转化。形成PaO（OH）2+、PaO（OH）2+离子需要酸度降低的更深入水解,吉布斯自由能显着升高。形成PaO2+离子相对PaO（OH）2+离子吉布斯自由能上升1.9kcal/mol。但从热力学分析,这三种离子都是热力学分析上的稳定结构,但PaO2+离子中两个Pa=O轨道存在着冲突,形成PaO2+离子会更加困难,并且即使有PaO2+离子存在,也会转化为PaO（OH）2+、PaO（OH）2+水合离子。对Pa（V）（离子状态[PaO（H2O）6]3+）的萃取在非配位性的酸中进行,选取了 20种不同的二烷基酰胺。研究发现,Pa（V）和酰胺存在两种可能的配位方式,一种是二烷基酰胺取代[PaO（H2O）6]3+离子Pa=O对位的水分子进行配位;另一种是二烷基酰胺先和[PaO（H2O）6]3+离子加和配位,不稳定的结合体再解离出一分子的水。对20种二烷基酰胺和[PaO（H2O）6]3+离子的配位能力来看,二烷基酰胺中三个烷基的选择上,直链相对于带有支链的烷基具有更高的萃取效率;并且对于直链酰胺,不管是在酰基上的烷基还是在N原子连接的两个烷基,偶数个碳链的长链烷基酰胺具有更高的萃取效率。N,N二烷基酰胺中跟N原子连接的两个相同的烷基上连接乙基支链,支链依次在α、β、γ位时,酰胺跟Pa（V）的配位作用减弱,在更远的δ位影响较小。跟酰基连接的烷基甲基支链从α转移至β位,其配位能力减弱。目前研究认为最有可能替代磷酸三丁酯的萃取剂N,N-（2-乙基）-己基-异丁酰胺,在和N原子连接的两个相同的烷基链上再增加一个甲基,甲基从该酰胺乙基的临位开始依次移向链尾,配位能力略有增加,但变化较小。因此,在钍铀燃料循环中,应该选择带较长直链烷基的二烷基酰胺对Pa（V）离子进行高效率和高选择性的萃取。
范秋梅[5]（2020）在《气候学着作Climate Change（Chapter 13）英汉翻译实践报告》文中认为本翻译实践文本选自气候学着作Climate Change:the Science of Global Warming and Our Energy Future（《气候变化:全球变暖与未来能源科学》）中的第十三章。此着作主要阐述了煤、石油等化石燃料的发电机理以及对环境和人类等造成的危害,进而分析了天然气、核能、风能和太阳能等清洁能源及其各自的发电方式和优点,以期通过使用这些清洁能源达到环保的目的。此翻译报告以弗米尔的目的论为指导,从词汇层面和句法层面对文本进行分析和总结,主要探讨了词义的引申,词、短语的分译和复杂句的翻译。笔者希望该翻译报告既为气候与能源类文本方面的翻译提供参考,也能为研究气候与能源的专业人士提供帮助与借鉴。
罗宁,张劲松,梁帮宏,陈云明,马立勇,苏冬萍,操节宝,吴建荣[6]（2019）在《ThO2反应堆辐照后的核素分离与分析》文中研究指明在高通量堆（High Flux Engineering Test Reactor,HFETR）内辐照了ThO2样品,利用三氟甲烷磺酸（Trifluoromethanesulfonic Acid,TFMS）将辐照后的ThO2样品溶解,对辐照产生的233Pa和95Zr、103Ru、137Cs等裂片核素进行了分析,获得各核素相对于Th的产额;利用磷酸三丁酯（Tributyl Phosphate,TBP）萃淋树脂对铀/钍进行了分离,并用电感耦合等离子体质谱（Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry,ICP-MS）γ谱仪对辐照生成的U含量进行了测算。在热中子注量1.32×1020n·cm-2（快/热中子比约2.8∶1）条件下,7.1 mg辐照后的二氧化钍中233U含量为8.01μg（产额为0.128%,U/Th）,232U含量为1.21×10-4μg,232U/233U为1.51×10-5。
程竹君[7]（2019）在《《钍基燃料循环安全与监管问题》汉译实践报告》文中进行了进一步梳理科技发展日新月异,科技文献浩如烟海,科技文献的翻译需求越来越大。核能源作为一种清洁能源一直是国内外专家研究的重点,但迄今为止,此类科技文本翻译的研究颇为罕见。显然,本翻译实践报告基于《钍基燃料循环的安全与监管问题》汉译之探析,具有一定的应用价值。科技类信息型文本具有逻辑严谨、描述客观、语言正式的特点。笔者以文本类型理论为指南,在翻译过程中力求译文忠实、通顺、规范。本报告首先简述选题背景,综述相关研究现状,指出研究意义。接着,较为详细地分析原文语言特点,包括用词特点、句式特点和语篇特点,并对翻译过程加以描述。然后,通过大量实例论证科技词汇的翻译方法和被动句、长难句的翻译技巧:语态转换、顺译法、变序译法及分译法,并充分证明这些技巧应用于被动句、长难句翻译的可行性。同时,论证语篇中指代和连接两种衔接手段的翻译技巧。最后,笔者总结从此次翻译实践得到的收获,指出研究之不足,提及未来努力方向。本文旨在启发科技文本的译者,以期达到改善翻译质量之目的。
李静静[8]（2018）在《熔盐堆鼓泡脱气技术中微气泡生成规律及机理研究》文中研究指明熔盐堆作为第四代反应堆的一种堆型有非常良好的发展前景,熔盐堆在运行的过程中会产生放射性裂变气体—氪、氙等,裂变气体具有较大的中子吸收截面,被称为“中子毒物”,会影响反应堆的经济性,因此,裂变气体的脱除技术是熔盐堆发展的技术瓶颈之一。针对熔盐堆中熔盐的高粘度、高密度、高表面张力等特殊物性,国际上提出了鼓泡-脱气技术用于熔盐堆中裂变气体的脱除的技术方案。鼓泡-脱气技术是利用文丘里鼓泡器在熔盐冷却剂中产生气泡,然后裂变气体通过传质作用进入到气泡当中,最后利用分离器把含有裂变气体的气泡分离出来,最终实现裂变气体的在线脱除。根据传质理论,鼓泡器产生的气泡直径越小,传质效率越高,但是小气泡的分离难度增大,所以如何产生合适大小的气泡,以及如何控制气泡大小成为关键。本文针对鼓泡-脱气技术中的文丘里鼓泡器的气泡产生机理开展了研究,通过可视化试验的方法得到气泡尺寸随介质物性参数、流动参数以及文丘里鼓泡器几何参数的变化;通过理论研究、试验研究、数值计算的方法对文丘里鼓泡器孔口气泡的脱落特性进行了研究;最后通过可视化试验及粒子图像测速PIV测试技术得到文丘里鼓泡器扩散段气泡破碎的准则判别式。本文具体研究内容主要包括以下几个方面:（1）鼓泡器鼓泡性能的宏观规律研究。利用试验研究的方法,对不同流动参数及不同物性参数条件下的文丘里鼓泡器内气泡的生成特性进行了研究。其中,通过改变液体的流量（或者说液体雷诺数）及气体的含气率来改变文丘里鼓泡器的流动参数;通过改变液体的浓度,来改变液体介质物性参数,如密度、粘度、表面张力等。通过研究发现,气泡的Sauter平均直径与液体雷诺数的-1.0次方成正比,与含气率呈线性关系,与液体表面张力的0.6次方成正比,与液体粘度的-0.1次方成正比,与液体密度的-0.5次方成正比,这和理论预测气泡大小的结论比较吻合。利用试验研究的方法,对不同的几何参数条件下的文丘里鼓泡器内气泡的尺寸及分布规律进行了研究。通过改变文丘里鼓泡器的通气孔孔口直径,孔口个数以及扩散段角度大小来改变鼓泡器的几何参数。通过研究发现,气泡的概率密度成经典的对数正态分布,Sauter平均直径不依赖于孔口直径及孔口数量的变化而变化,而扩散角是控制最终气泡尺寸的最关键参数。（2）鼓泡器气泡生成的流动机理研究,包括文丘里鼓泡器喉部孔口脱落特性研究和鼓泡器扩散段气泡碎化的机理研究。首先,利用力学平衡方程,提出了孔口气泡脱落的理论简化模型;其次,利用试验的方法,获得气泡生成模式、脱落容积及频率等随着气体流速、液体流速、液体浓度的变化,以及气泡初生、长大、脱离过程中气泡行为演化规律;最后,利用数值计算的方法,对气泡的长大及脱落进行了模拟。通过研究发现,气泡脱落有三种典型模式:单气泡模式、多脉冲气泡模式以及射流模式;气泡的脱落频率一般在500-1000;气泡脱落的尺寸主要取决于气泡依附于气体孔口的时间以及气体的流量;压力和质量流量的波动是影响气泡形成和气泡脱离的重要因素。针对扩散段气泡的碎化机理,首先采用PIV测试技术,获得扩散段内的速度场、雷诺应力以及湍动能等流场的信息,其次采用可视化试验的方法,利用高速摄像机,获得单个气泡的变形、破碎过程,并对不同雷诺数下单气泡的破碎特性进行分析,最后结合可视化试验的单气泡破碎分析与PIV测试的流场信息,最终获得气泡发生破碎的准则,即在本试验条件下,当临界韦伯数大于7时,气泡才有可能发生破裂。综上所述,通过本文对熔盐堆鼓泡-脱气技术中气泡生成机理研究。从宏观上得到了文丘里鼓泡器内气泡尺寸与与流动参数、几何参数、物性参数的关系,为文丘里型鼓泡器的设计提供了设计依据;在微观上,揭示了气泡脱落及碎化的机理,并提出了气泡破裂的准则,为气泡碎化过程的数值建模提供了数据支撑。
崔德阳[9]（2017）在《熔盐堆利用富集铀/钚燃料启动建立钍铀循环运行模式的研究》文中指出作为第四代先进核反应堆六种候选堆型之一,钍基熔盐堆核能系统在安全性、经济性、燃料利用率和防核扩散等方面具有显着优势。发展和部署钍基熔盐堆,实现钍资源的高效规模利用,首先要解决的关键问题是钍铀循环点火燃料233U来源缺少的问题。本文基于目前可获取的点火燃料（富集铀和来自轻水堆乏燃料中的钚）,给出了在熔盐堆中实现从铀钚燃料循环到钍铀燃料循环的过渡方案,讨论了启动燃料配置、在线加料模式、后处理条件等关键参数对熔盐堆燃料过渡行为的影响,提出了解决233U来源问题的可行性方案。本文基于SCALE/TRITON计算程序发展了双区熔盐堆燃耗计算方法。SCALE/TRITON是橡树岭国家实验室开发的用于临界计算、截面加工和燃耗计算的集成模块,目前仅支持分群数据库的燃耗计算。在处理双区堆芯结构的熔盐堆燃耗问题时,需要对两区中的燃料盐采用不同编号,进而导致在截面加工程序中产生两套燃耗截面,并分别进行独立燃耗计算,这与熔盐堆均匀混合的特征明显不符。本文通过耦合外部处理模块,针对上面问题发展了均匀混合、等效体积和平均截面三种处理方法,拓展了SCALE/TRITON的适用范围。对计算结果的对比分析表明:平均截面法在准确性和计算效率上都具有一定的优势,可以用于单流双区或多区熔盐堆燃耗计算分析;均匀混合法计算结果与平均截面法几乎完全一致,但要求设置很短的步长,因而计算效率较低,可以用于分析堆芯分区和流动行为复杂、非均匀效应明显的熔盐堆;等效体积法没有考虑两区能谱的差异,计算结果与其他两种方法差别较大,不能用于双区熔盐堆计算分析。本文开展了富集铀启动熔盐堆生产233U并实现钍铀循环过渡的研究,提出了堆内边增殖边燃烧（B&B）和预增殖（PB&B）两种过渡方案。B&B方案选取四种富集度（20%、40%、60%和93%）的富集铀作为初始点火燃料,在反应堆运行过程中,提取的233Pa在堆外衰变成233U并返回堆内燃烧从而逐渐取代235U维持临界,多余的233U在堆外累积。分析结果表明当点火燃料富集度为20%时,堆内在线加料模式复杂,尽管可以实现235Uenri/232Th→233U/232Th过渡,但倍增时间长达79年;当富集度高于40%时,反应堆启动后只需补充少量富集铀燃料即可实现自持运行,钍铀循环过渡过程中核素变化相对平缓,达到平衡态的时间较短,且倍增时间小于40年。PB&B方案采用20%的富集铀,该方案中233Pa在堆外衰变生成的233U不再返回堆内燃烧,通过添加富集铀维持反应堆临界。分析结果表明:预增殖方案通过增加对富集铀的消耗提高了233U生产效率。对两种过渡方案的对比表明:B&B过渡方案因为充分利用了堆内增殖的233U,可以降低对富集铀的依赖,从而显着提高资源利用效率。本文开展了熔盐堆利用Pu燃料点火生产233U并实现Pu/232Th→233U/232Th过渡的研究。与富集铀启堆的模式类似,Pu燃料点火也采用了B&B和PB&B两种过渡方案,同时分析了处理周期对堆芯过渡行为和燃料转换性能的影响。结果表明:B&B方案中,当处理周期小于等于60天时,Pu/232Th→233U/232Th的过渡可以实现,且启动后需要补充的Pu量较少;当处理周期为10天时,反应堆平衡态的增殖比约为1.047;当处理周期为60天时,平衡态的转换比约为0.996。当处理周期为180天时,Pu/232Th→233U/232Th的B&B过渡无法完成,反应堆需要周期性补充Pu燃料。和富集铀启堆的模式类似,Pu启堆的PB&B方案也有较高的233U生产效率。本论文基于SCALE/TRITON程序发展了可以处理双区结构熔盐堆燃耗计算的耦合模块,围绕熔盐堆利用传统燃料启堆并过渡到钍铀循环这一关键问题,给出了富集铀燃料点火和Pu燃料点火的过渡方案,系统分析了过渡过程中堆内核素演化、堆芯性能变化和后处理模式的影响,研究结果对建立基于熔盐堆的钍铀循环具有一定的参考价值。
杨波,施建锋,毕光文,汤春桃[10]（2017）在《重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究》文中研究说明论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。
二、钍燃料循环的现状和发展（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、钍燃料循环的现状和发展（论文提纲范文）
（1）小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环与钍利用方案 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环 |
| 1.2.2 钍利用方案 |
| 1.3 熔盐堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的特点 |
| 1.3.2 熔盐堆的发展历程与现状 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 SCALE6.1 |
| 2.2 临界搜索和在线后处理程序 |
| 2.2.1 临界搜索计算程序(CSCC) |
| 2.2.2 在线后处理程序(MSR-RS) |
| 2.3 核热耦合程序 |
| 2.3.1 中子动力学模型 |
| 2.3.2 热工水力学模型 |
| 2.3.3 群常数加工和耦合方法 |
| 2.4 本章总结 |
| 第3章 小型重水慢化熔盐堆堆芯设计 |
| 3.1 堆芯设计目标和标准 |
| 3.2 小型重水慢化熔盐堆(S-HWMSR)系统 |
| 3.3 初始临界自动搜索与目标参数 |
| 3.4 初始中子学性能分析 |
| 3.4.1 能谱分析 |
| 3.4.2 钍铀转换性能 |
| 3.4.3 初始装载量 |
| 3.4.4 温度反应性系数 |
| 3.5 合适的堆芯栅格参数 |
| 3.6 钍铀循环性能分析 |
| 3.6.1 能谱 |
| 3.6.2 熔盐管道对初始装载量的影响 |
| 3.6.3 ~7Li对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.4 Si C和隔热层厚度对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.5 钍铀过渡性能 |
| 3.7 本章总结 |
| 第4章 堆外钍铀过渡方法及性能研究 |
| 4.1 现有堆外过渡方法和问题 |
| 4.2 重金属核素浓度恒定的堆外过渡方法 |
| 4.2.1 堆外过渡方案设计 |
| 4.2.2 重金属核素恒定的现有堆外过渡方案 |
| 4.2.3 重金属核素恒定的改进型堆外过渡方案 |
| 4.3 改进型堆外过渡分析 |
| 4.3.1 第一阶段的临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.2 第二阶段临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.3 转换比和净产量 |
| 4.3.4 堆内TRU的演化 |
| 4.3.5 毒性分析 |
| 4.4 本章总结 |
| 第5章 安全特性分析 |
| 5.1 堆芯参数和网格划分 |
| 5.2 稳态计算 |
| 5.2.1 隔热层厚度和重水速度 |
| 5.2.2 中子通量、功率和熔盐/重水温度分布 |
| 5.3 瞬态计算 |
| 5.3.1 入口温度驱动瞬态 |
| 5.3.2 重水速度驱动瞬态 |
| 5.3.3 熔盐流速驱动瞬态 |
| 5.4 本章总结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 在线后处理程序(MSR-RS)验证 |
| 附录2 核热耦合程序验证 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（2）氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 熔盐堆发展历程与研究现状 |
| 1.2.1 氟盐堆研究历史与现状 |
| 1.2.2 氟盐与氯盐性能对比 |
| 1.2.3 氯盐堆发展历史及研究现状 |
| 1.3 钍铀燃料循环 |
| 1.3.1 钍铀循环的优势 |
| 1.3.2 钍资源利用历史与现状 |
| 1.3.3 钍铀循环面临的挑战 |
| 1.4 本文研究内容及目标 |
| 第2章 熔盐堆燃耗计算方法 |
| 2.1 TMCBurnup与 MESA程序介绍 |
| 2.1.1 TMCBurnup程序介绍 |
| 2.1.2 MESA程序介绍 |
| 2.2 内部模块介绍 |
| 2.2.1 SCALE6.1模块介绍 |
| 2.2.2 MODEC计算方法 |
| 2.3 TMCBurnup程序与MESA程序验证 |
| 2.3.1 MSFR模型介绍 |
| 2.3.2 TMCBurnup程序验证 |
| 2.3.3 MESA平衡态快速搜索程序验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 氯盐快堆初步设计方案研究 |
| 3.1 MCFR几何结构模型 |
| 3.2 氯盐快堆载体盐的选择 |
| 3.2.1 单盐性能对比 |
| 3.2.2 备选载体盐性能分析 |
| 3.3 ~(37)Cl富集度分析及选择 |
| 3.3.1 初始临界下~(37)Cl丰度影响 |
| 3.3.2 ~(37)Cl富集度在燃耗过程中的影响 |
| 3.4 后处理模式选择 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.1 优化参量的选择 |
| 4.1.1 堆芯几何对增殖性能的影响 |
| 4.1.2 堆芯功率密度对增殖性能的影响 |
| 4.1.3 后处理速率对增殖性能的影响 |
| 4.2 混合自适应遗传退火算法开发 |
| 4.2.1 遗传算法介绍 |
| 4.2.2 传统的模拟退火算法 |
| 4.2.3 混合自适应遗传退火算法(HAGASA) |
| 4.3 HAGASA算法性能测试 |
| 4.3.1 在连续纯数值函数中的验证 |
| 4.3.2 在AHTR堆芯功率展平上的验证 |
| 4.3.3 在WWER-1000反应堆换料验证 |
| 4.3.4 HAGASA测试结果总结 |
| 4.4 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.4.1 熔盐堆平衡态优化程序介绍 |
| 4.4.2 目标函数确定 |
| 4.4.3 氯盐快堆平衡态性能优化 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 B&B过渡模式下氯盐快堆Th-U循环中子学性能研究 |
| 5.1 B&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 5.1.1 堆芯能谱及能谱因子 |
| 5.1.2 堆芯核素演化 |
| 5.1.3 堆芯增殖性能研究 |
| 5.1.4 安全特性研究 |
| 5.1.5 放射性分析 |
| 5.2 不同堆型不同燃料循环方式下的中子学参数对比 |
| 5.2.1 初始临界分析 |
| 5.2.2 增殖性能 |
| 5.2.3 安全特性 |
| 5.2.4 放射性分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 PB&B过渡模式下氯盐快堆Th-U增殖中子学性能研究 |
| 6.1 PB&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 6.1.1 核素质量流 |
| 6.1.2 堆芯核素演化 |
| 6.1.3 增殖性能分析 |
| 6.1.4 安全参数分析 |
| 6.1.5 放射性分析 |
| 6.2 不同堆型不同循环方式的中子学参数分析 |
| 6.2.1 能谱演化 |
| 6.2.2 增殖性能对比 |
| 6.2.3 安全参数对比 |
| 6.2.4 放射性分析 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 论文创新点 |
| 7.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（3）利用超铀元素（TRU）启动的熔盐热堆钍铀循环过渡及嬗变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号对照表 |
| 第1章 引言 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.2 反应堆乏燃料特点 |
| 1.3 钍铀循环特点及优势 |
| 1.3.1 钍储量 |
| 1.3.2 钍燃料优势与挑战 |
| 1.3.3 钍利用发展现状 |
| 1.4 熔盐堆特点及发展现状 |
| 1.4.1 熔盐堆特点 |
| 1.4.2 熔盐堆研发现状 |
| 1.5 本论文主要研究目标及内容 |
| 第2章 计算模型与分析方法 |
| 2.1 液态熔盐堆燃料在线处理程序介绍 |
| 2.1.1 SCALE6.1程序介绍 |
| 2.1.2 MSR-RS程序介绍 |
| 2.2 液态熔盐堆堆芯结构描述 |
| 2.3 熔盐燃料的后处理 |
| 2.4 TRU核素特点 |
| 第3章 利用TRU启动的熔盐堆钍铀循环过渡性能研究 |
| 3.1 SM-MSR的钍铀循环过渡性能研究 |
| 3.1.1 堆芯参数选取 |
| 3.1.2 SM-MSR的 TRU和 Th燃料循环性能 |
| 3.1.3 SM-MSR的纯钍铀循环运行性能 |
| 3.1.4 SM-MSR的钍铀循环过渡方案 |
| 3.2 TMSBR的钍铀循环过渡性能研究 |
| 3.2.1 堆内和堆外钍铀过渡方案描述 |
| 3.2.2 堆内过渡方案性能研究 |
| 3.2.3 堆外过渡方案性能研究 |
| 3.2.4 堆内和堆外过渡方案的性能对比 |
| 3.3 本章总结 |
| 第4章 液态熔盐堆的嬗变策略及中子学性能研究 |
| 4.1 纯TRU燃料循环性能研究 |
| 4.1.1 纯TRU运行的中子学特性 |
| 4.1.2 正温度反应性系数解决方案 |
| 4.2 基于钍铀循环运行的MA嬗变研究 |
| 4.2.1 MA嬗变方案设计 |
| 4.2.2 MA对中子能谱的影响 |
| 4.2.3 核素吸收率及MA的裂变贡献 |
| 4.2.4 MA嬗变性能 |
| 4.3 本章总结 |
| 第5章 总结 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（4）Pa（V）在水溶液中的配位化学理论研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 研究背景 |
| 1.1 钍铀燃料循环的意义 |
| 1.2 钍铀燃料循环需要解决的关键问题 |
| 1.3 Pa的研究意义 |
| 1.4 Pa化学的实验研究现状 |
| 1.5 Pa的量子化学研究 |
| 1.6 本论文的研究目的和结构组成 |
| 参考文献 |
| 第二章 基本原理和计算方法 |
| 2.1 密度泛函理论 |
| 2.1.1 多粒子薛定谔方程 |
| 2.1.2 Hohenberg-Kohn(HK)定理 |
| 2.1.3 Kohn-Sham(Ks)方程 |
| 2.1.4 交换关联能 |
| 2.2 赝势方法 |
| 参考文献 |
| 第三章 水中种态分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算方法 |
| 3.3 结果和讨论 |
| 3.3.1 Pa水合离子的结构 |
| 3.3.2 键长分析 |
| 3.3.3 NBO电荷分析 |
| 3.3.4 热力学分析 |
| 3.3.5 WBI和gap分析 |
| 3.3.6 分子轨道分析 |
| 3.3.7 Pa(Ⅴ)水合离子在水中的水解 |
| 3.3.8 水合离子的动力学 |
| 3.4 小结 |
| 参考文献 |
| 第四章 Pa(Ⅴ)在水溶液中反应动力学理论研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 计算方法 |
| 4.3 结果和讨论 |
| 4.3.1 水合离子在水溶液中的转化过程 |
| 4.3.2 动力学过程的过渡态分析 |
| 4.3.3 结构的稳定状态 |
| 4.3.4 不同结构吉布斯自由能及结构转化路径 |
| 4.3.5 CS、DG过程能量的变化分析 |
| 4.4 小结 |
| 参考文献 |
| 第五章 Pa(Ⅴ)和单酰胺的配位化学 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 计算方法 |
| 5.3 结果和讨论 |
| 5.3.1 配体的选择 |
| 5.3.2 两种配位方式的稳定性 |
| 5.3.3 [PaO(H_2O)_6]~(3+)离子中水分子分离的动力学分析 |
| 5.3.4 [PaO(H_2O)_5(L1)]~(3+)-A的热力学分析 |
| 5.3.5 [PaO(H_2O)_5(L_n)]~(3+)-A的键长分析 |
| 5.3.6 [PaO(H_2O)_5]~(3+)(Ln)_(para)的WBI分析 |
| 5.3.7 [PaO(H_2O)_5(L_n)]~(3+)-A的NBO分析 |
| 5.3.8 [PaO(H_2O)_5(L_n)]~(3+)-A中Gap的分析 |
| 5.3.9 酰胺Ln、H_2O分子、Pa=O基团的NBO电荷分析 |
| 5.3.10 硝酸中酸根离子对配位的影响 |
| 5.4 小结 |
| 参考文献 |
| 第六章 总结和展望 |
| 6.1 本论文小结 |
| 6.2 论文的创新点 |
| 6.3 工作展望 |
| 博士期间取得的成果 |
| 致谢 |
（5）气候学着作Climate Change（Chapter 13）英汉翻译实践报告（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| 英文摘要 |
| 第一章 任务描述 |
| 第一节 原文题材与体裁分析 |
| 一、原文题材分析 |
| 二、原文体裁分析 |
| 第二节 翻译的目的与意义 |
| 一、翻译目的 |
| 二、翻译意义 |
| 第二章 译前准备 |
| 第一节 文献综述 |
| 一、相关翻译研究文献述评 |
| 二、相关翻译实践成果述评 |
| 第二节 准备事项 |
| 一、工具、参考文献的准备 |
| 二、平行文本的选择与分析 |
| 三、翻译策略的选择 |
| 第三节 实施计划 |
| 一、翻译计划 |
| 二、写作计划 |
| 第三章 翻译执行情况 |
| 第一节 翻译过程 |
| 一、术语表制定 |
| 二、翻译过程执行概述 |
| 三、翻译过程监控策略 |
| 第二节 译后事项 |
| 一、译文审校 |
| 二、译文评价 |
| 第四章 案例分析 |
| 第一节 词的翻译 |
| 一、词义的引申 |
| (一)词义的抽象化引申 |
| (二)词义的具体化引申 |
| 二、词的分译 |
| (一)副词的分译 |
| (二)形容词的分译 |
| 第二节 短语分译 |
| 第三节 复杂句的翻译 |
| 一、定语从句与其它从句并用产生的复杂句 |
| 二、定语从句并用产生的复杂句 |
| (一)循环套用定语从句的翻译 |
| (二)并列套用定语从句的翻译 |
| 三、定语从句与分词短语并用产生的复杂句 |
| 第五章 翻译实践总结 |
| 参考文献 |
| 附录1 :原文、译文 |
| 附录2 :附图 |
| 附录3 :平行文本 |
| 附录4 :术语表 |
| 致谢 |
（6）ThO2反应堆辐照后的核素分离与分析（论文提纲范文）
| 1 实验部分 |
| 1.1 主要仪器与装置 |
| 1.2 主要材料与试剂 |
| 1.3 钍铀分离模拟实验 |
| 1.4 制靶和堆照 |
| 1.5 化学处理 |
| 1.5.1 ThO2溶解 |
| 1.5.2 钍铀分离 |
| 1.6 分析测量 |
| 2 结果与讨论 |
| 2.1 钍溶解和模拟分离实验 |
| 2.2 中子注量 |
| 2.3 热试验 |
| 2.3.1 γ核素 |
| 2.3.2 233U与232U |
| 3 结语 |
（7）《钍基燃料循环安全与监管问题》汉译实践报告（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 引言 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 文献综述 |
| 1.3 研究意义 |
| 1.4 研究方法 |
| 第二章 案例描述 |
| 2.1 原文语言特点分析 |
| 2.1.1 词汇特点 |
| 2.1.2 句法特点 |
| 2.1.3 语篇特点 |
| 2.2 翻译过程 |
| 2.2.1 译前准备 |
| 2.2.2 理解与表达 |
| 2.2.3 译后校对 |
| 第三章 案例分析 |
| 3.1 词语的翻译 |
| 3.1.1 术语的翻译 |
| 3.1.2 机构名称的翻译 |
| 3.1.3 缩略词的翻译 |
| 3.1.4 普通词语的翻译 |
| 3.2 句子的翻译技巧 |
| 3.2.1 被动句的翻译技巧 |
| 3.2.2 长难句的翻译技巧 |
| 3.3 语篇衔接的翻译技巧 |
| 3.3.1 指代的翻译 |
| 3.3.2 连接的翻译 |
| 第四章 结论 |
| 4.1 收获和启示 |
| 4.2 不足之处 |
| 4.3 努力方向 |
| 参考文献 |
| 附录1 |
| 附录2 术语表 |
| 附录3 机构名称中英对照表 |
| 攻读学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
（8）熔盐堆鼓泡脱气技术中微气泡生成规律及机理研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号列表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 微气泡生成技术 |
| 1.2.2 气泡的脱落过程研究 |
| 1.2.3 气泡的破碎研究 |
| 1.3 研究目标与内容 |
| 第二章 流动参数及物性参数对气泡直径的影响 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 试验装置介绍 |
| 2.2.1 鼓泡脱气试验回路 |
| 2.2.2 文丘里气泡发生器 |
| 2.2.3 试验测量装置和测试工况 |
| 2.2.4 图像处理过程 |
| 2.3 气泡尺寸的理论预测 |
| 2.4 流动参数对气泡尺寸影响的试验研究 |
| 2.4.1 雷诺数对气泡尺寸的影响 |
| 2.4.2 含气率对气泡尺寸的影响 |
| 2.5 物性参数对气泡尺寸的影响的试验研究 |
| 2.5.1 表面张力对气泡尺寸的影响 |
| 2.5.2 粘度对气泡尺寸的影响 |
| 2.5.3 密度对气泡尺寸的影响 |
| 2.6 小结 |
| 第三章 几何参数对气泡生成的影响 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 几何参数对气泡尺寸影响的试验研究 |
| 3.2.1 试验测试装置及参数介绍 |
| 3.2.2 气泡发生器孔径的影响 |
| 3.2.3 气泡发生孔口数目的影响 |
| 3.2.4 气泡发生器扩散段倾角的影响 |
| 3.3 气泡最大直径与Sauter平均直径的关系 |
| 3.4 小结 |
| 第四章 文丘里喉部气泡孔口脱落特性研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 气泡脱落的理论研究 |
| 4.2.1 物理及数学模型 |
| 4.2.2 理论结果分析 |
| 4.2.3 简化模型 |
| 4.3 气泡脱落过程的试验研究 |
| 4.3.1 气泡脱落测试段及测试工况 |
| 4.3.2 气泡的脱落模式分析 |
| 4.3.3 单气泡脱落容积及频率分析 |
| 4.3.4 单气泡长大及脱落的过程 |
| 4.4 气泡脱落数值模拟研究 |
| 4.4.1 数值计算模型 |
| 4.4.2 结果分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 文丘里扩散段气泡碎化机理研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 扩散段湍流场特性研究 |
| 5.2.1 试验测试装置 |
| 5.2.2 速度分布 |
| 5.2.3 雷诺应力分布 |
| 5.2.4 Q准则涡分析 |
| 5.3 单气泡的破碎规律研究 |
| 5.3.1 单气泡试验测试装置 |
| 5.3.2 单气泡破碎过程分析 |
| 5.4 气泡破碎过程的机理分析 |
| 5.4.1 气泡破碎分析 |
| 5.4.2 破碎准则 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 结论与展望 |
| 6.1 主要结论 |
| 6.2 主要创新点 |
| 6.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间取得的学术成果 |
| 攻读学位期间主要参与的科研项目 |
（9）熔盐堆利用富集铀/钚燃料启动建立钍铀循环运行模式的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环介绍 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环特点 |
| 1.2.2 钍资源在反应堆中的利用 |
| 1.2.3 钍铀循环存在的问题与挑战 |
| 1.3 熔盐堆介绍 |
| 1.3.1 熔盐堆技术特点与优势 |
| 1.3.2 熔盐堆发展历史与研究现状 |
| 1.3.3 熔盐堆中钍铀转换性能 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第二章 熔盐堆在线处理与加料的计算方法 |
| 2.1 SCALE6.1 程序介绍 |
| 2.1.1 三维临界计算模块KENO-VI |
| 2.1.2 单群截面加工模块COUPLE |
| 2.1.3 燃耗计算模块ORIGEN-S |
| 2.2 熔盐堆在线处理程序(MSR-RS)介绍 |
| 2.2.1 SCALE/TRITON在熔盐堆中的开发 |
| 2.2.2 MSR-RS计算流程 |
| 2.2.3 MSR-RS结果验证 |
| 2.3 本章总结 |
| 第三章 MSR-RS程序在单流双区熔盐堆燃耗计算中的发展 |
| 3.1 双区堆芯设计的熔盐堆燃耗计算中的问题 |
| 3.2 基于SCALE/TRITON处理双区堆芯燃耗计算的方法 |
| 3.2.1 双区堆芯模型介绍 |
| 3.2.2 等效体积法 (EQUIVALENT VOLUME METHOD) |
| 3.2.3 均匀混合法 (HOMOGENEOUS MIXING METHOD) |
| 3.2.4 平均截面法 (AVERAGE CROSS-SECTION METHOD) |
| 3.3 双区堆芯燃耗计算方法的验证 |
| 3.3.1 T=0时刻计算结果对比 |
| 3.3.2 燃耗计算结果对比 |
| 3.4 本章总结 |
| 第四章 利用富集铀启堆开展钍铀循环过渡运行研究 |
| 4.1 过渡方案说明 |
| 4.2 基于富集铀燃料的边增殖边燃烧(B&B)过渡方案 |
| 4.2.1 重金属~(235)U、~(238)U及~(232)TH质量流 |
| 4.2.2 铀同位素质量演化 |
| 4.2.3 易裂变核素裂变率份额变化 |
| 4.2.4 ~(233)U净积累与转换比变化 |
| 4.2.5 中子能谱变化 |
| 4.2.6 温度反馈系数变化 |
| 4.2.7 本节总结 |
| 4.3 基于富集铀燃料的预增殖(PB&B)过渡方案 |
| 4.3.1 不同处理条件下~(233)U净积累与铀同位素质量变化 |
| 4.3.2 重金属摩尔份额变化 |
| 4.3.3 本节总结 |
| 4.4 B&B方案与PB&B方案对比 |
| 4.5 本章总结 |
| 第五章 利用钚启堆开展钍铀循环过渡运行研究 |
| 5.1 富集铀和钚燃料对比 |
| 5.2 燃料盐与堆芯几何选择 |
| 5.2.1 燃料盐选择 |
| 5.2.2 堆芯几何选择 |
| 5.3 基于钚燃料的边增殖边燃烧(B&B)方案分析 |
| 5.3.1 钚和铀同位素质量变化 |
| 5.3.2 易裂变核素裂变率份额变化 |
| 5.3.3 ~(233)U净积累与转换比变化 |
| 5.3.4 重金属加料率变化 |
| 5.3.5 中子能谱变化 |
| 5.3.6 温度反馈系数变化 |
| 5.3.7 本节总结 |
| 5.4 基于钚燃料的预增殖(PB&B)过渡方案 |
| 5.4.1 不同处理条件下~(233)U净积累与铀同位素质量变化 |
| 5.4.2 重金属与PU摩尔含量的变化 |
| 5.5 B&B方案与PB&B方案对比 |
| 5.6 本章总结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录A：论文发表情况、其他科研经历及成果 |
| 致谢 |
（10）重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究（论文提纲范文）
| 1 重水堆内钍-铀增殖循环技术路线 |
| 2 中子学分析方法 |
| 3 堆芯燃料管理策略及核特性评价 |
| 3.1 堆芯燃料管理策略 |
| 3.2 钍基燃料中子学特性分析 |
| 4 乏燃料特性 |
| 4.1 放射性毒性 |
| 4.2 衰变热 |
| 4.3 伽马射线 |
| 5 资源利用率 |
| 6 结论 |
四、钍燃料循环的现状和发展（论文参考文献）
- [1]小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究[D]. 张亚朋. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [2]氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究[D]. 何燎原. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [3]利用超铀元素（TRU）启动的熔盐热堆钍铀循环过渡及嬗变性能研究[D]. 邹春燕. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [4]Pa（V）在水溶液中的配位化学理论研究[D]. 马浚. 中国工程物理研究院, 2020(01)
- [5]气候学着作Climate Change（Chapter 13）英汉翻译实践报告[D]. 范秋梅. 黑龙江大学, 2020(05)
- [6]ThO2反应堆辐照后的核素分离与分析[J]. 罗宁,张劲松,梁帮宏,陈云明,马立勇,苏冬萍,操节宝,吴建荣. 核技术, 2019(08)
- [7]《钍基燃料循环安全与监管问题》汉译实践报告[D]. 程竹君. 上海师范大学, 2019(08)
- [8]熔盐堆鼓泡脱气技术中微气泡生成规律及机理研究[D]. 李静静. 上海交通大学, 2018(01)
- [9]熔盐堆利用富集铀/钚燃料启动建立钍铀循环运行模式的研究[D]. 崔德阳. 中国科学院研究生院(上海应用物理研究所), 2017(07)
- [10]重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究[J]. 杨波,施建锋,毕光文,汤春桃. 核科学与工程, 2017(01)
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