• 模拟小破口低压喷放失水工况下瞬态CHF实验研究——均匀加热垂直圆管实验

    张今朝;喻真烷;贾斗南;

    利用直接通电均匀加热的不锈钢管制成的垂直实验段(外径16mm,壁厚2mm,加热长度1300mm),并用快速动作的电磁阀模拟入口端小破口的发生,对低压喷放失水工况下瞬态CHF进行实验研究(实验的初始稳态工况范围为:P=1.0—2.0MPa,△T_(aub)=60—80℃,G=2000—3000kg/m~2·s,q=0.5—1×10~6W/m~2)。由测得的加热段热工水力特性确定了各工况下到达瞬态CHF的时间t_(CHF),并讨论了影响t_(CHF)的主要因素,最后简要分析了瞬态CHF的机理。

    1988年03期 193-203+4页 [查看摘要][在线阅读][下载 764K]
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  • 核工业总公司召开科技工作会议

    <正> 核工业总公司科技工作会议,于7月25日至8月1日在北戴河召开。参加会议的有总公司所属院、所的主要领导及总公司机关有关部(局、室)的领导和代表共65人,能源部科技司也派代表参加了会议。会议由总公司科技部主持。会议的主要内容是:学习和

    1988年03期 203页 [查看摘要][在线阅读][下载 25K]
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  • 新型转换堆失水事故模拟实验的验算和分析

    骆伟;

    为了分析新型转换堆(ATR)的下降段大破口失水事故,利用建立在日本动力堆和核燃料开发集团,大洗工程中心的ATR安全分析实验回路,于1986年10月进行了三次不同破口直径的ATR下降段大破口失水事故实验。用大破口LOCA计算程序SENHOR和HEATUP对这三个实验进行了分析计算,并对一些实验现象进行了讨论。

    1988年03期 204-212+4页 [查看摘要][在线阅读][下载 438K]
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  • 反应堆吊篮的非轴对称热变形和热应力分析

    窦一康;姚伟达;

    本文从热弹性力学的几何关系、物理关系和平衡方程出发,在平面应变的假定下推导了厚壁圆筒在非轴对称分布的温度场作用下的变形方程。用有限差分法构造了求解的计算格式。用数值微分得到了相应的热应力。对文献[1]中有关轴向应力的计算条件作了修正。对30万千瓦秦山核电厂的反应堆吊篮作了分析。结果表明吊篮的热变形和热应力都有明显的非均匀性,在轴向具有较大的压应力。

    1988年03期 213-222+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 363K]
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  • 穿透几率法求解X-Y几何多群中子积分输运方程

    简靖文;尹邦华;谢仲生;

    本文介绍应用穿透几率法求解X-Y几何多群中子输运方程的程序—TPXY。把系统分成若干子区,子区内部中子通量呈线性分布,子区表面通量角分布采用4P_1近似,空间呈线性分布。对一系列组件基准问题作了校验计算,计算结果与S_N,碰撞几率及其它穿透几率方法的结果进行了比较,均符合良好。本程序可用于轻水堆组件计算。

    1988年03期 223-233+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
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  • 包覆颗粒燃料芯核的制备

    鲍卫民;王学军;

    本文描述了高温气冷堆用的u0。燃料芯核的溶胶一凝胶法制造过程。它采用脲素络合硝酸铀酰制备胶体,用聚乙烯醇及四氢糠醇调节溶胶性质,通过振动喷嘴分散成滴在氨水柱中造粒。对溶胶喷射流均一造滴的条件进行了研究。

    1988年03期 234-243+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 994K]
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  • 生产同位素和余热发电的经济型燃料元件的设计初探

    周承华;

    设计的U_3Si—A1,UO_2一Al和U一2(wt)%zr三种燃料元件的铀密分别为9.763,4.366和17.93g/cm~3;U~235的加浓度分别为1.55%、2.0%和O.9%,最大燃耗分别为12658.7、12658.7和5000MWD/T。三种元件均可在水温134℃,热负荷0.7095×10 e大卡/米~2·时的条件下工作。U_3Si—Al和UO_2—A1元件辐照尺寸稳定性良好,U—2(wt)%Zr元件在达到最大燃耗后直径为Φ36.2lmm,长度为105mm。当发电8万千瓦,枯水季节向电网售电价为O.18元/度,其它时间为0.13元/度,反应堆运行经济合理,并能生产民用同位素,并有盈利。元件年卸料量少,现有元件存放池可以存放十五年以上的废元件。

    1988年03期 244-251+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 444K]
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  • 双探测器互相关噪声技术及其在反应堆动态参数测量中的应用

    卢桂平;彰凤;易洁宜;

    双探测器互相关噪声技术是六十年代新发展的反应堆动态参数测量方法。它的优点是:对堆芯不引入扰动,信噪比高,位置效应较小,方法简便可靠。研制了一种互相关测量专用装置,测量了高通量工程试验堆及其零功率堆和低浓铀水栅零功率堆的动态参数。 ,

    1988年03期 252-259+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 439K]
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  • 高温气冷堆在我国的发展与应用前景

    吕应中;王大中;钟大辛;高祖瑛;秦振亚;

    本文简要地介绍了高温气冷堆技术,特别是具有固有安全性的模块式高温堆技术在世芥的发展现状。该文还简要地介绍了清华大学核能技术研究所在研究和发展高温气冷堆技术上的主要成果及进展,包括若干高温堆方案设计研究及一系列高温堆部件、燃料元件及特种材料的实验研究,并介绍和探讨了高温堆供工艺蒸汽在我国重油开采及石油化工企业上的应用。

    1988年03期 260-270+6-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 742K]
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  • 高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U、~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系

    张家骅;包伯荣;夏源贤;朱家璧;王敏;

    本文研究了在高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U,~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系。热中子积分通量约从l×10~20到2×10~21中子/cm~2;快热中子比分别为3/1,2/1,1/1和l/2。所得结果揭示了~(233)U产额、~(232)U/~(233)U比及裂变产物积累随不同的中子能谱和热中子积分通量的变化规律。

    1988年03期 271-274+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 219K]
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  • 聚二甲基硅氧烷硅油的辐射稳定性

    刘东元;朱顺清;陈文琇;

    <正> 一、前言聚二甲基硅氧烷硅油为无色透明的液体,化学结构式为属于MDnM线型高聚物~[1]。作为医用,聚二甲若基硅氧烷硅油已载入中华人民共和国药典~[2]。随着医疗产品辐射消毒研究和应用的发展,考察辐射消毒剂量下各种聚二甲基硅氧烷硅油的辐射稳定性是十分必要的。

    1988年03期 275-280+270页 [查看摘要][在线阅读][下载 232K]
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  • 参考溫度(RT_(NDT))的估算

    张敬才;

    <正> 轻水堆反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的一部分,其最严重的失效型式是脆性断裂。为此,美国核管会联邦法规第10篇第50部分(NRC-10CFR50)的附录A——核电站总设计准则——的准则31(防止反应堆冷却剂压力边界断裂)规定:(1)压力边界应在非脆性状态下工作;(2) 断裂迅速扩展的概率应降到最小。因此,必须对

    1988年03期 281-284页 [查看摘要][在线阅读][下载 133K]
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  • 一个求解倒时方程的小程序

    叶长源;

    <正> 一、引言在研究反应堆动态问题时,常常需要研究反应性与周期的关系,它对反应堆的安全运行是很重要的。考虑无源、无反馈的反应堆动态学方程

    1988年03期 285-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 130K]
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  • 我国固体核废物地质处置

    楼凤升;

    <正> 我国自五十年代开始,迄今已建成比较完整的核工业体系。伴之而来也积存了一定数量的核废物,因而,开展核废物地质处置研究,是一项十分重要的工作。目前,我国在这方面的研究尚处在技术准备和可行性研究阶段,下面就这方面情况简介如下:

    1988年03期 289页 [查看摘要][在线阅读][下载 50K]
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