• 第二届聚变堆材料国际会议将于1986年4月在芝加哥召开

    <正> 这是美国聚变堆材料专业会议(TMFRM:迈阿密1979,西雅图1981,亚布克尔克1983)和国际聚变堆材料会议(ICFRM-1:东京1984)合併后召开的第一次学术会议,定名为第二届聚变堆材料国际会议,简称ICFRM-Ⅱ。会议将于1986年4月13—17日在美国芝加哥举行,旨在提供国际间成果交流机会,促进聚变堆材料科学和技术的发展。

    1985年02期 2页 [查看摘要][在线阅读][下载 49K]
    [下载次数:15 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:99 ]
  • 中国核学会核能动力学会第一次年会在无锡召开

    <正> 中国核学会核能动力学会于1985年4月22—27日在无锡召开了第一次年会,出席这次会议的有国家安全部、国家核电领导小组、核安全局、核工业部、水电部、机械部等51个单位,131个代表。会议由常务副理事长戴传曾同志主持,他代表学会做了学会一年来的工作总结以及

    1985年02期 2页 [查看摘要][在线阅读][下载 49K]
    [下载次数:6 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:151 ]
  • 国际学术活动三则

    <正> 中国核学会代表团一行7人于1985年5月19日出席了在汉城召开的第五届太平洋沿岸地区核能会议,在会上正式宣布:中国核学会将于1987年9月在北京主办第六届太平洋沿岸地区核能会议。欢迎各国、各地区的核科学工作者参加会议。

    1985年02期 10页 [查看摘要][在线阅读][下载 80K]
    [下载次数:2 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:68 ]
  • 核科学技术中的数值计算

    金星南;

    本文叙述了数值计算在物理学和核科学技术中应用的发展史概况。指出了近年来数值计算在核科学技术中应用情况并举例说明。

    1985年02期 97-103+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 345K]
    [下载次数:41 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:90 ]
  • 秦山30万千瓦压水堆核电站堆物理设计

    唐伯琬;张永钱;

    本文讨论了压水堆核电站堆物理设计的任务和设计准则,扼要地分析了核电站压力堆堆芯设计的发展,进而讨论了堆物理设计计算程序的建立和秦山30千瓦电站堆物理设计的基本情况,并与国外同规模的堆芯设计作了比较。

    1985年02期 104-112+103+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 510K]
    [下载次数:107 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:181 ]
  • 反应堆子通道分析中的一步混合网方法及CHAN-2程序

    赵兆颐;臧希年;周全福;赵慧敏;

    本文论证了一步混合网方法的可靠性与先进性,说明了CHAN-2程序比COBRA-ⅢC/MIT-2等程序的计算速度快,通过对Maine Yankee堆热组件出口水温的计算,表明CHAN-2程序的计算结果与堆内实测值是吻合的。文章还给出了对秦山核电站反应堆堆芯作子通道分析所得的数据及其与单通道分析结果的对比。

    1985年02期 113-119+5-6页 [查看摘要][在线阅读][下载 456K]
    [下载次数:131 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:143 ]
  • 水堆压力容器运行限制

    张敬才;

    本文根据ANSIN18.2和10CFR50·APPA的要求,对防止水堆冷却剂压力边界脆性断裂的工程方法之一——水堆压力容器运行控制的原理和方法进行了阐述。以90万千瓦压水堆核电站反应堆压力容器简体为对象,根据TTA和LEFMA两种方法进行了计算,得到了不同工况不同辐照后的运行限制图。对两种方法的结果进行了分析对比,并就有关问题进行了讨论。

    1985年02期 120-131+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 493K]
    [下载次数:39 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:78 ]
  • 核电站压力壳中子辐照剂量的计算

    盛维兰;

    使用两维输运离散坐标程序DOT3.5计算了核电站反应堆压力壳内壁的中子辐照剂量。结果与实验测量值在±20%的误差范围内符合。综合各种误差因素,进行了计算灵敏性与误差分析,得到计算误差为±20%,这和理论与实验比较的结果相一致。

    1985年02期 132-138+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 373K]
    [下载次数:65 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:104 ]
  • γ辐照磷酸三丁酯-丙酮、磷酸三丁酯-二甲基亚砜体系能量转移动力学的研究

    伊敏;陈定芳;哈鸿飞;吴季兰;

    为进一步研究TBP辐解所产生的不同活性粒子和状态,本文选用了TBP-丙酮和TBP-二甲基亚砜体系。c=0和s=0键与P=0键有类似性,而碳、硫原子上不同取代基以及它们极性的差异也会对体系中的能量转移产生不同影响,有利于区别TBP辐解所产生的不同活性粒子。此外,由于所用添加物分子结构比较简单,也便于观察它们受敏化的过程。实验结果表明,丙酮和二甲基亚砜对TBP两种辐射激发态也具有双重能量转移效应,得到了类似的能量转移方程,从而扩大了以TBP为中心的能量转移体系的应用范围和本实验室推导出的能量转移方程的适应性。本文对TBP辐解第二种激发态的抑制方程G_i=G.(1-nx)给出了新的解释,认为可以由一个抑制剂分子与若干TBP分子形成集合体(或畴domaias),在集合体中,辐射激发的TBP分子可以将能量转给抑制剂分子。这种能量转移途径的解释较碰撞机理更为合理。

    1985年02期 139-146+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 386K]
    [下载次数:21 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:165 ]
  • 三烷基(混合)氧膦(TRPO)提取锕系元素工艺流程的研究

    郑华铃;周顺利;陈树铭;焦荣洲;王守忠;刘秉仁;樊诗国;朱永(贝睿);

    本文用试管串级及离心萃取器串联,研究了用30%TRPO-煤油从模拟动力堆核燃料后处理强放废液中清除α核素的工艺流程及分离条件。结果表明:TRPO是清除α核素的优良萃取剂;所推荐的流程可同时提取U、Np、Pu、Am、Cm、Tc、R.E等多种核素,对超铀α核素的清除率大于99.9%,工艺过程较为简单,是很有前途的流程。

    1985年02期 147-153+7-8页 [查看摘要][在线阅读][下载 558K]
    [下载次数:120 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:14 ] |[阅读次数:133 ]
  • 粗网法堆芯燃料管理计算模型

    章宗耀;包有红;

    在本文提出的堆芯燃料管理计算模型中,快群参数用B_1近似计算;热群截面的计算采用首次飞行碰撞几率法;而堆芯临界、燃耗计算是建立在粗网展开法的基础上。与粗网计算相配合的节块嵌入计算,能给出燃料组件内的精细通量、功率分布。

    1985年02期 154-164+9页 [查看摘要][在线阅读][下载 546K]
    [下载次数:42 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:99 ]
  • 等离子体焦点研究的进展

    杨津基;韩旻;

    本文介绍了等离子体焦点研究中几个主要问题的发展情况以及等离子体焦点的应用;等离子体焦点的参数研究,或优化问题;等离子体发展的物理过程;中子及粒子束等的发射机制及中子的定标定律。

    1985年02期 165-173+164+9页 [查看摘要][在线阅读][下载 733K]
    [下载次数:42 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:87 ]
  • 研究性重水反应堆HWRR UO_2堆芯的物理启动

    朱焕南;袁履正;黄道立;张鹏飞;刘嗣沛;

    对HWRR的UO_2堆芯进行了物理启动。在实验进程中成功地在线应用了计算机。实验结果较好地验证了理论设计,也为运行和用户提供了必要的物理性能数据。对所测得的控制棒栅反应性曲线的适用性作了论证和说明。为运行中剩余反应性的度量提供了简便实用的方法。

    1985年02期 174-180+9-10页 [查看摘要][在线阅读][下载 531K]
    [下载次数:36 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:128 ]
  • 低流速气液两相流垂直向上和向下流动时空泡份额的实验研究

    贾斗南;喻真烷;王正杰;邱东明;周光浩;余清根;刘今;商乐平;

    <正> 空泡份额α是研究气液两相流的重要参数,它对于蒸汽发生装置、化工设备和核反应堆等的稳态和动态热工水力设计具有重要作用,并且与沸水堆的核设计密切有关,因此对于α的计算和实验测定进行了大量研究。文献[1]综述了α的各种计算模型和方法,文献[2]综合介绍了测定α的平均、局部和瞬态数值的各种实验方法。

    1985年02期 181-184页 [查看摘要][在线阅读][下载 117K]
    [下载次数:147 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:134 ]
  • 利用样条函数进行核截面的统调拟合

    刘廷进;沈双林;

    <正> 一、引言在核数据的评价中,为了给出成套的、自洽的核数据,在分別独立完成的各个反应道的评价和有关的理论计算的基础上进行统一的调整是必须的,为此我们发展了利用样条函数进行统调拟合的方法。

    1985年02期 185-189+184页 [查看摘要][在线阅读][下载 184K]
    [下载次数:6 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:78 ]
  • 核反应堆热工水力点模型方程

    蔡章生;

    <正> 一、引言安全分析程序日趋大型化,其包含的机理越来越多,相互作用很复杂,因此其计算结果需要用试验或近似解析法进行校核,以便对其可靠性作出判断。本文从点模型的基本概念出发导出了近似计算用热工水力点模型方程。

    1985年02期 190-193页 [查看摘要][在线阅读][下载 99K]
    [下载次数:65 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:129 ]
  • 下载本期数据