• 核电站火灾危害的概率分析方法

    李中强;

    本文介绍有关核电站火灾危害的概率分析方法,它包括了时间相关的特定火灾事件序列的定量计算,火灾发生频率和主动防火措施的可靠性数据取自美国文献上的数据,而被动防火措施的数据取自有关西德实验数据。为了定量计算时间相关的事件树,发展了一个计算机程序,可以定量计算和研究对核电站安全具有重要意义的火灾序列。由火灾引起的安全有关的部件或系统的失效概率大约是6×10~(-3)/年到8×10~(-6)/年之间。如果对防火措施进行优化,例如采用自动的主动灭火系统,这个频率还可以降低。

    1989年01期 1-7+33+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 650K]
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  • 反应堆吊篮水流振动研究和分析

    姚伟达;施国麟;姜南燕;彭勇勇;张慧娟;王玉芬;谢永诚;郭春华;沈庆平;

    应用流-固耦合理论推导相似准则和模型设计。在反应堆1:10模型上进行了吊篮结构的空气和静水中模态分析试验,获得动态特性。在反应堆1:5水力回路上进行吊篮水力振动试验,测得了流体对吊篮表面脉动压力、加速度、应变等信号与流量关系。经信号处理后获得了流体载荷谱及各种响应参数。在这两个试验基础上对流-固耦合与流致振动定量分析,导出吊篮水流振动理论计算方程。计算了秦山核电厂300MW的吊篮水流振动的响应与试验相符合。试验分析结果表明吊篮水流振动在寿期内是安全的。

    1989年01期 8-19+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 669K]
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  • 核蒸汽发生器建模及其仿真

    熊健;付龙舟;

    本文提出了压水堆核电站中U型管蒸汽发生器(UTSG)的线性、多变量、一维分布参数动态数学模型。应用多变量频域理论,并用漂移流模型描述UTSG二回路侧两相流动过程,根据质量、能量和动量守恒方程及传热和流动关系式,导出了系统的传递函数矩阵模型。编制了用于动态特性分析和计算的FORTRAN通用计算机程序。该模型既可用于单输入也可用于多输入的UTSG系统动态特性分析,仿真结果与通过实验验证的Kerlin的计算结果相一致。

    1989年01期 20-33+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 666K]
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  • 换热器传热管与支承板间碰撞力的分析和实验研究

    丁传义;沈时芳;贾斗南;

    由于流致振动而产生的传热管微振磨损,已构成核电站蒸汽发生器故障的主要原因之一。影响管子磨损的因素很多,关键参数之一是管子一支承板间的碰撞力。本文用非线性间歇碰撞的有限元模型,编制了平面横向和空间横向碰撞力计算程序。在室温空气条件下进行的单跨管微振实验表明,平面和空间横向碰撞力的计算值与实验数据二者的符合程度是满意的。

    1989年01期 34-44+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 734K]
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  • 用Z变换法研究燃料循环的动态变化过程

    陈仁济;

    从考虑燃料装载格式影响的普遍反应性平衡方程出发,用Z变换法研究了燃料循环的动态变化过程。对燃料类型和换料策略给定的变循环寿期长度问题和循环寿期长度和换料策略给定的变循环初换入堆内新燃料初始反应性问题,求得了动态过程的解析解。发现除换料策略(m+f)外,燃料装载格式是影响燃料循环动态过程的重要因素,须予以考虑。文中对轻水堆常用的换料策略作了探讨,并给出数值例子。另外。论证了Lewins对上述第二类问题的收敛性结论,只是在堆芯平功率分布的假设下才成立,对Out-in或低泄漏换料方案是不适用的。对压水堆采用的(3+f)换料策略,导出了动态过程收敛性的普遍判据。

    1989年01期 45-56+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 549K]
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  • 辐照样品的温度控制

    李耀鑫;俞尔俊;

    由在辐照孔道内实验装置的实测数据,得到了辐照罐的γ释热率。根据分析计算,得出了确定辐照中气隙宽度的计算式。采用了增强周向导热能力及用电加热调节温差的设计思想。所设计的辐照罐即使在要求三种不同的辐照温度的情况下,成功地满足了辐照温度及温差的要求。设计温度的相对误差小于10%。

    1989年01期 57-65+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 596K]
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  • 中放废液沥青固化装置热试验

    郑瑞堂;张铁松;顾胜德;顾连康;黄永铙;徐素珍;于承泽;汪书卷;黄卫岚;

    原子能院中放废液沥青固化装置采用蒸发予浓缩及双螺杆机混合蒸发处理流程,用本地区产生的中放蒸残液做料液进行了热试验,其中,蒸发器热运行191小时,双螺杆机热运行349小时,共处理中放蒸残液20.5吨,总放射性1.3×10~(11)贝可,得沥青固化产品45桶,主要技术指标基本达到设计要求,装置运行情况良好,产品出料温度控制在170℃以下是安全的。

    1989年01期 66-75+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 578K]
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  • 聚变-裂变混合堆放射性计算

    冯开明;阳彦鑫;黄锦华;

    研制了聚变一裂变混合堆放射性计算程序FDKR和配套的衰变链数据库AF—DCDL—IB。应用该程序计算了磁镜混合堆(CHD)概念设计中活化产物、裂变产物和锕系元素的放射性、衰变功率和潜在生物危害因子BHP。本文简要介绍了该程序和数据库并给出了有关的计算结果。

    1989年01期 76-83+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 488K]
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  • 氚源辐射测量及应用

    吴义根;唐孝威;

    <正> 一、引言在理论研究和实际应用中,氚都是一种重要的核素。由于氚核的β射线能量很低,β能谱端点区形状与中微子质量有较灵敏的关系,精确地测量氚的β射线能谱是研究电子中微子是否有静止质量的主要实验方法之一。在实用中,热核聚变中的热核材料,标记化合物中的氚标记和核反应中用的氚靶,也都用到氚。因此有必要了解氚源辅射。

    1989年01期 84-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 172K]
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  • 从核燃料后处理废液中提取锝(Ⅰ)——锝在甲酸脱硝中的沉淀行为及其状态研究

    刘广成;江林根;

    <正> 前言核燃料裂变产物中含有相当量的锝(裂变产额为6%),从中提取这种没有自然资源的元素具有重大意义。在核燃料1AW废液的综合利用中,一般都采用甲酸脱硝的方法使废液的酸度降至pH~2,再用HDEHP分离、提取Am、Cm及稀土元素。用甲酸脱硝降低溶液酸度的方法具有避免用碱中和带来大量的盐和基本不增加废液体积等优点,越来越被人们所重视。

    1989年01期 88-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 164K]
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  • 对空腔电流计偏差公式的推导

    张合璧;

    <正> 在本刊1988年第1期发表的“兆安空腔电流监视器”一文中,写出了由腔壁电阻形成的低频响应表达式(17)式,式中的正偏差项与腔壁电阻率ρ的平方根成正比。如果把由腔的壁和引出导线围成的环,描绘成如图1所示的纵截面图。其中壁和导线的电导率为。,磁导率为

    1989年01期 93-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 73K]
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  • 中国核学会1989年学术会议计划表

    <正>~~

    1989年01期 97页 [查看摘要][在线阅读][下载 38K]
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