• 压水堆上腔室流场的实验研究

    于平安,沈秀中,杨冠岳,徐明,田吉安,朱丽冬,张炳荣,汪晓林

    PWR作为核电发展的主要堆型,在全世界范围内得到了广泛的应用,也是我国的主要发展堆型。但是对关系到反应堆安全运行的、直接作用在控制棒导向筒上的上腔室流场的分析研究,长期以来由于紊流流动机制的复杂性和上腔室中控制棒导向筒组件布置的密集性,这方面的研究一直没有深入下去。在压水堆运行期间,作用在上腔室构件上的作用力与冷却剂的流动特性有很大的关系,通过模拟实验弄清上腔室的流速分布,对了解作用在控制棒上的水力载荷,以及控制棒能否按指令在导向筒内自由升降和快速下插具有十分重要的意义。本文在300MWe核电站PWR上腔室1:4可视化模拟体中,以水为介质进行了上腔室流场的可视化实验研究。采用激光多普勒测速仪(LDV)和N-J型应变片式测速仪测得了上腔室模拟体中的流速,并用归一化的数据处理方法,显示了整个流场的流速分布规律,找出了整个流速的最大区和最大值。从而为控制棒导向筒的结构力学分析和PWR上腔室的数值模拟分析提供实验依据。

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  • 倾斜下降管内气(汽)-液两相流流型和摩擦阻力试验研究

    周云龙,赵建伟,洪文鹏,王晓刚

    以空气-水为工质,对倾斜下降管内气-液两相流流型和摩阻压降进行了理论和试验研究。采用压差波动法测定流型,获得了不同流型下的压差波动信号。根据试验结果,绘制了不同倾角下的流型图,得到了4种主要流型的转换关系式.采用以分液相摩擦折算系数Φ_L ̄2和马蒂内利参数X的关系整理了倾斜下降流动摩擦阻力试验结果。在理论分析基础上,结合试验结果,提出了3种流型下的摩察阻力的计算公式,计算结果与试验结果吻合较好。

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  • 压水堆核电站热力分析研究

    彭敏俊,杜泽,孙中宁

    应用的概念对压水堆核电站热力系统进行热力分析,指出系统中能量损失的部位、数量及造成损失的主要原因,提出并分析了提高压水堆核电站经济性的可能途径。

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  • 渐缩渐扩喷嘴临界流动的空穴核化模型

    徐进良,陈听宽,杨鲁伟

    在西安交通大学高压汽水实验台架上进行了破口型式为渐缩渐扩喷嘴的临界流实验,实验参数为:入口压力3,0~16.OMPa,入口欠热度0~60°C。对应临界质量流速为40~120×103kg/m2s。实验表明,闪蒸起始点处的热力非平衡性随入口欠热度的增加而减小,入口为饱和状态时热力非平衡性最大。提出了一个新的空穴核化模型来预测闪蒸起始点处的减压值。该模型中含有一个由实验确定的系数,并被实验证实,该系数仅为入口欠热度的函数。将该模型计算的临界流量与临界流量的实验值进行了比较,取得了满意的结果。

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  • COBRAⅢC/MIT-2程序的改进及其在高通量研究堆中的应用

    李金才,王平

    将堆芯子通道热工水力分析程序COBRAⅢC/MIT-2的水物性、临界热流关系式、泡核沸腾起始点判断公式等加以修正或扩充,使之能用于低温低压下研究堆或实验堆的分析。利用改进的COBRAⅢC/MIT-2,对日本板状元件高通量研究堆JRR-3M在不同基准流速下以及不同流道阻塞率下的热工水力特性进行了分析计算,所得结果与日本原子能研究院开发的热工水力分析软件COOLOD的相应预测结果符合良好。

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  • 球形燃料元件排出设备

    刘继国,徐梅

    叙述了一种新型的燃料元件排出设备的设计参数、结构特点及工作原理。经约10万个球的运行,约3万次脉冲的实验考验,证明该设备运行安全可靠,是一种先进的从卸料管中单列化排出燃料元件的设备。

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  • 用UF_6质谱计标定铀同位素工作标准的一种方法

    汤汉森

    根据已知同位素丰度的2个基本铀同位素标准,可以用内插法和校正法标定出丰度介于上述2个基本标准之间的系列工作标准。标定使用MAT-250UF(或MAT-281)型高精度低记忆效应质谱计。在测量中认真净化样品,采用合适的进样与测量程序,并减小由大峰拖尾和二次电子造成的“似记忆效应”。这样,即使在2个基本标准的丰度比的比值达到5的条件下,2种方法的标定结果的相对偏差远小于0.01%。在讨论了一切可能的误差来源后,可以确保测量本身的附加相对误差小于0.03%。

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  • 散料核设施核材料衡算与MUF评价

    王宏军

    针对散料核设施,提供了一个核材料衡算和MUF评价的方法。核材料衡算是以一个核材料平衡区为衡算单位,以一个闭合的核材料平衡期为限,按核材料平衡方程式(MUF方程式)来计算。衡算的结果(即计算的MUF值),采用概率-统计技术来进行MUF评价,其结果可作为推断核材料是否发生了转移和大量流失的依据,并作为衡量散料核设施核材料衡算与管理性能的标志。

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  • 磷酸三丁酯从硝酸介质中萃取铀(Ⅳ)和钍(Ⅳ)的动力学研究

    孙永霞,周祖铭

    用上升单液滴法分别研究了磷酸三丁酯从硝酸介质中萃取铀(Ⅳ)和钍(Ⅳ)的动力学,测定了不同条件对铀(Ⅳ)、钍(Ⅳ)萃取速率的影响,得出了萃取速率的规律,并对萃取机制进行了讨论。

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  • 横向阻尼系统

    徐建铭

    讨论了横向阻尼系统的参数与加速器参数及阻尼速度的关系,给出决定阻尼系统参数的计算公式。提出并分析了常电压阻尼系统。对同一加速器及同样的阻尼速度,这种阻尼系统需要的阻尼电压低于通用的正比阻尼系统所需要的最大阻尼电压,可以用较少的阻尼系统功率达到同样的阻尼效果。这一思想同样可应用于纵向阻尼系统和随机冷却系统。

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  • 质谱学在核科学技术中的应用概况及其展望

    王世俊

    评述了质谱学在核科学技术中的应用概况。重点阐述了在核燃料工业、核反应堆工业和核数据测量中的应用,并对今后发展提出了看法。

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  • 四氟化铀转换为硝酸铀酰溶液

    徐志昌,刘克宽,周丹

    四氟化铀转换为硝酸铀酰溶液徐志昌,刘克宽,周丹(清华大学核能技术设计研究院)关键词六氟化铀,四氟化铀转换,溶胶-凝胶制球工艺,热解法,萃取法1弓l言目前,溶胶一凝胶制球工艺[“j已在制造二氧化铀核燃料中获得了工业应用。该工艺对其原料UO。(NO。)。...

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  • 模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究(Ⅱ)

    吴兆广,罗上庚,于承泽,盛嘉伟,柳得橹

    模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究(Ⅱ)吴兆广,罗上庚,于承泽,盛嘉伟(中国原子能科学研究院)柳得橹(北京科技大学)关键词高放废物,玻璃固化体,浸出试验,表面分析1引言为了预测高放废物长期处置的安全性,需要研究玻璃固化体的浸出过程和浸出...

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  • 中子通量探测丝的自屏因子计算

    李兆桓

    中子通量探测丝的自屏因子计算李兆桓(中国原子能科学研究院)关键词自屏因子,探测丝,中子散射影响在许多情况下,热中子反应堆内的中子通量是采用丝状探测器测量的。这类探测器的自屏大,不易处理。本文采用一种方法,既考虑中子散射的影响,又能获得较满意的结果。现...

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