- 张洪
大亚湾核电站采用的堆内中子探头测量技术，具有国际上商业核电站８０年代的水平。而其堆外６节电离室测量，在轴向功率的精细化上，则在国际上处于领先地位。相应的测量数据处理，也是国际上商业核电站的成熟技术。这些技术在国内都属首次应用。本文介绍了大亚湾核电站使用的中子通量测量技术，并对测量数据的处理作了详尽的介绍。
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 200k] [下载次数：542 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：17 ] |[阅读次数：0 ] - 王厚稳
描述了一种双台阶气隙消色差磁偏转系统，它是由３个紧密相邻的具有不同气隙的扇形磁铁组成的对称系统。用矩阵方法分析了系统的传输特性，得到了消色差关系式、最佳消色差条件以及最佳极面形状。该系统具有较好的消色差特性和聚焦特性，能量范围宽，特别适用于能散较大的带电粒子束流的传输
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 77k] [下载次数：40 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 赵欣
着重评述了近年来与高放废物深部地质处置有关的地质环境中锕系元素水溶液化学的研究进展，重点讨论了锕系元素在地下水中的溶解反应、水解反应、络合反应，还原反应，胶体的形成以及各种影响因素；并提出了近期我国应开展的若干研究课题
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 185k] [下载次数：173 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：16 ] |[阅读次数：0 ] - 姚增华,陈志成,钱元春,叶建青,包伯荣,张家骅
压水堆加钍（ＴｈＯ２）六角形组件堆芯物理特性的初步探讨姚增华△陈志成钱元春＊叶建青＊包伯荣张家骅（中科院上海原子核研究所）△（广东核电合营有限公司）＊（上海核工程研究设计院）关键词压水堆钍利用Ｕ－２３５富集度栅距Ｋｅｆｆ快／热通量比１引言钍－２３２是...
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 78k] [下载次数：110 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：0 ] - 张佑杰,博金海,吴少融,韩兵,何学东
叙述了低温供热堆发生上空腔小破口失水事故后，自然循环系统的不稳定性，揭示了在排放过程中，由于冷却剂闪蒸现象引起的系统两相流不稳定性，以及在排放不同阶段中流量振荡特性。
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 62k] [下载次数：122 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 高兴华
计算了聚变堆常用结构材料３１６Ｓ．Ｓ．、ＳｉＣ、石墨及其所含核素的嬗变α、ｐ粒子的产额、气体产生率、氦产生率与原子位移率比值Ｈｅ／ｄｐａ（ｄｐａ－ｄｉｓｐｌａｃｅｍｅｎｔｐｅｒａｔｏｍ）、能谱分布以及它们对材料ｄｐａ的贡献和嬗变α粒子在３１６Ｓ．Ｓ．中的电子能量损失。计算结果表明，嬗变α、ｐ粒子对靶材料ｄｐａ的贡献虽然很小，但α粒子在输运过程中电子能量损失很大。对含轻、重核素不同的材料，它们的能谱分布有明显不同，主要取决于反应能和靶原子量。计算结果将为离子模拟聚变中子辐照损伤提供参数依据。
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 161k] [下载次数：132 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 黄玉才,张述诚,尚成宇,高永光,陈立霞,阮於珍,张培生,吕路生
研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 192k] [下载次数：316 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：11 ] |[阅读次数：0 ] - 王洲,杨翔
快堆蒸发器内管道发生破损、断裂，水／水蒸汽泄漏涌入液钠空间，会产生剧烈的钠水反应事故，瞬时激发很强的压力波，危及管路和部件。为此要求建立一组完整的钠水反应引起压力波传播的数学模型，进行数值计算，定性分析其基本特征。水力实验证明压力波传播数学模型是正确的，实验钠回路的数值计算也说明全组模型是合理的
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 146k] [下载次数：137 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 谢少林,沈炜,朱鑫官
堆芯三维燃料管理软件包ＸＳＥＣ／３Ｄ－５的接口技术及应用谢少林沈炜朱鑫官（上海核工程研究设计院）关键词秦山核电厂燃料管理截面１概述堆芯燃料管理对核电厂的经济性和安全性有着十分重要的作用。其中，换料核设计不仅要求提供详细的当前循环各种运行状态（尤其是停...
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 93k] [下载次数：100 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 杨自觉
计算机用于核电站安全系统的几个关键问题ＩＥＥＥ标准“计算机在核电站安全系统中的应用”剖析杨自觉（清华大学核能技术设计研究院）关键词核电站安全系统保护系统计算机应用１概述反应堆安全系统连续监测反应堆工作状态，当工作状态偏离正常允许范围或可能发展成事故时...
1997年01期 [查看摘要][在线阅读][下载 38k] [下载次数：87 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 王建晨,曹轩
模拟高放废液的甲酸脱硝王建晨曹轩朱永（清华大学核能技术设计研究院）关键词模拟高放废液脱硝甲酸镅钚引言使用ＴＲＰＯ处理高放废液使之非α化是国家“八五”攻关项目。在用ＴＲＰＯ流程处理实际料液时，料液的酸度一般应小于１．０ｍｏｌ／ｌ，而我国现存的高放废液...
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俄罗斯的核工业和核废物俄罗斯拥有强大的、完整的民用和军用核工业，前苏联核工业的９０％在俄罗斯境内。俄罗斯核废物处理和处置、核设施退役和环境整治任务十分艰巨。１俄罗斯的核工业（１）核电俄罗斯火电约占７４％，水电约占１５％，核电占１１．４％。在运行中的，...
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针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。
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陶瓷ＵＯ２微球尺寸与球度的控制问题，不仅是溶胶－凝胶工艺研究中的重要课题，也是高温气冷堆燃料元件生产中的重要课题。因此，近几年来通过批量试验对全胶凝工艺控制包覆芯核尺寸与球度的方法进行了研究，并取得了阶段性进展，为１０ＭＷ高温堆燃料芯核的生产奠定了基础。结果表明：ＵＯ２芯核尺寸与球度的控制主要是通过控制溶胶分散参数来实现的。对单一振动喷嘴而言，其分散参数应当同时满足均匀分散流量方程和振动频率方程的要求；另一方面为了控制芯核的球度，还必须对喷嘴的振动加速度、３区高度及气相氨的分布进行控制。
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