• 重水研究堆HWRR堆芯燃料管理的优化

    白丹;金华晋;朱焕南;

    一个直接搜寻的优化方法——正交试验法,用于堆芯燃料装载的优化计算。它特别适用于多用途研究堆。对HwRR的应用得到满意的结果并从中找出一些换料的优化原则。

    1990年01期 1-10+33+3页 [查看摘要][在线阅读][下载 461K]
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  • 本刊第三届编委扩大会议在泉州召开

    <正> 中国核学会《核科学与工程》学报第三届编委扩大会议于1989年11月21~26日在泉州华侨大学召开,出席会议的有主编王淦昌教授,常务付主编汪德熙教授以及付主编,编委、通讯员等。华侨大学校长陈觉万教授,付校长杨翔翔教授、华大教授研究会会长李颂琛教授等校领导莅临大会,杨副校长还作了热情洋溢的讲话。会议由主编王淦昌、常务付主编汪德熙主持。会议开始由主编王淦昌教授宣布《核

    1990年01期 6页 [查看摘要][在线阅读][下载 50K]
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  • 计算气液两相流含气率的一个二维二速度模型

    刘尧奇;陈听宽;陈学俊;

    本文提出一个新的二维二速度气液两相流含气率模型,同时考虑了两相间存在相对速度及含气率和流速沿流通截面的分布规律这两个影响截面含气率的主要因素。分别对绝热流动和沸腾流动两种情况推导出了截面含气率与容积含气率之间的关系式,并对单组份汽液两相流建立了汽液相速度及含汽率沿截面分布的分布指数与两相流动参数之间的关系。该模型改进了Bankoff变密度模型(Bankoff模型为本文模型当两相间相对速度为零时的特例),具有更大的适用范围,本文就垂直圆管内汽水两相向上流动的情况,确定了模型中的各系数,模型计算结果与试验数据及其它模型比较得到了较好的结果。

    1990年01期 11-19+3页 [查看摘要][在线阅读][下载 412K]
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  • 低含汽量两相临界流动的研究

    王洲;余金权;

    本文为深入了解压水堆失水事故,在低含汽量工况下的流动过程,对Ricbter两相流模型进行了改进,并利用分析和数值方法讨论了描述两相临界流的数学模型及具有热力学失衡特性的低含汽量的两相临界流动。研究结果表明,两相临界流模型的结构方程应包含场变量的导数项。虚拟质量力对临界流量的影响不大,但对流动参数的分布影响很大,关于相间能量传递的描述,本文也提出了改进的设想。

    1990年01期 20-33+4页 [查看摘要][在线阅读][下载 512K]
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  • 离散节块输运方法在一维曲线坐标系中的应用

    吴宜灿;谢仲生;

    本文讨论了应用粗网离散节块法对曲线坐标系中一维中子输运方程进行数值求解的问题。在节块内,中子通量按勒让德函数作二次展开;对角度变量作离散近似处理,并且考虑到各向异性散射的普遍情况,编制了考虑各向异性散射的一维节块输运程序。为了检验程序的正确性,对一系列检验和基准问题作了计算。计算结果表明,与S_N方法相比,它具有很高的计算效率,并且在很粗的节块分割下具有非常高的精确度。

    1990年01期 34-46页 [查看摘要][在线阅读][下载 378K]
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  • 环形脉冲萃取柱中连续相轴向混合的研究

    秦炜;戴猷元;雷夏;汪家鼎;

    本文在30%TBP(煤油)-水中以水为连续相,实验研究了环形脉冲萃取柱内连续相的轴向混合。实验中采用了示踪剂扰动—响应方法。结果表明,单相流时环形脉冲萃取柱轴向混合系数E_c值仅为相同截面积圆形脉冲筛板柱的40%。单相流条件下轴向混合系数可由下式关联: E_c=0.02(fA)~(1.26)+3.5×10~(-5) 对于两相流条件下,连续相轴向混合系数与分散相存留分数值有关,相应关联式为 E_c=0.02(fA)~(1.26)(1-x)~(3.24)+3.5×10~(-5) 65组实验数据关联的最大偏差小于20%。

    1990年01期 47-53页 [查看摘要][在线阅读][下载 250K]
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  • 火焰原子吸收法测定放射性废物固化体中模拟核素铯和锶

    吴育良;阮锦强;谢一强;王占文;严生;

    本文提供了一个用火焰原子吸收法测定包容模拟核素Cs、Sr固体浸出液中Cs、Sr的连续测定方法。对一些主要共存元素Si、Fe、Al、Ca、Mg、K、Na对Cs、Sr测量的干扰,以及干扰的消除进行了某些研究。加入1.00mg/mlK+作为消电离剂,2.50mg/ml La~(3+)作为释放剂,在同一溶液中进行Cs、Sr连续测定。测得本方法回收率Cs为96%,Sr为98%。本方法简便易行,能为放射性废物固化试验迅速准确地提供分析数据。并能适用于水泥以及玻璃固化体中核素Sr、Cs的测定。

    1990年01期 54-61+4页 [查看摘要][在线阅读][下载 342K]
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  • 单缝-多丝法电子束相图自动测量装置

    刘乃泉;过志秀;伏亮;赵小敏;姚健;武小瑜;

    一台有效、快速、电子束相图自动测量装置已在我们实验室设计、加工、安装完毕。利用了单缝-多丝测束方法。由计算机控制,进行数据采集和数据处理,显示出束流相图,算出相面积以及束流强度百分比不同的发射度。并初步研究了电子枪阴极加热电流对电子枪初始发射的影响。

    1990年01期 62-66+4-5页 [查看摘要][在线阅读][下载 440K]
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  • 聚变堆第一壁材料的活化特性研究

    冯开明;

    聚变堆结构材料的活化以及由此产生的环境、辐射安全和放射性废物处置问题是堆的工程可行性关键问题之一,尤其是第一壁材料。本文研究了五种第一壁材料的活化特性,给出了这些材料的放射性、衰变热、BHP值以及WDR、RMR指标的计算结果;同时给出了满足10CFR61规范的各材料的杂质控制指标。本文的结果为聚变堆第一壁材料的选择和研制提供了依据。

    1990年01期 67-71+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 289K]
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  • 核电站模拟器中模拟的核电站典型事故——兼评北京核电站培训中心模拟器中的故障模拟水平

    张源芳;

    本文介绍了北京核电站培训中心模拟器中所模拟的核电站典型事故。对六种典型事故按事故机理、事故征兆、事故下主要参数变化趋势、控制与保护系统自动动作、操作员校正动作以及事故后果分析进行逐一说明。本文对该模拟器故障模拟的水平进行了初步评论。

    1990年01期 72-83+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 555K]
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  • 对建设低、中放废物处置场问题的探讨

    罗上庚;

    本文论述了我国建设低、中放废物处置场的迫切性,概述了国外低、中放废物处置的模式;并就我国宜采取的技术路线、投资和集资等问题进行了讨论

    1990年01期 84-89+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 389K]
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  • 水堆三维两流体瞬态分析程序CASTA-2的开发

    赵兆颐;毛红保;汪继年;傅纲;

    <正> 一、引言 THERMIT-2程序是美国麻省理工学院于八十年代初开发的一部采用三维两流体模型的水堆瞬态子通道分析程序。它能准确地分析一维子通道程序不能处理的严重阻塞、倒流、汽液逆向流等复杂堆内运行工况,而这些实际工况对堆芯安全运行有很大影响。从堆安全分析的工具准备考虑,我们从1983年开始开发此程序,初期先在UNIVAC

    1990年01期 90-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 197K]
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  • 中国核学会举办迎春节茶话会

    唐宗渝;

    <正> 中国核学会于元月20日举行了以“迎接九十年代,推动核科技进步”为主题的迎春茶话会。学会的名誉理事长王淦昌,理事长姜圣阶,副理事长伍绍祖、周平、彭仕禄和在京的一些常务理事及核科技专家出席了会议。中国核工业总公司蒋心雄总经理、陈肇博、赵宏、李定凡、黄齐陶四位副总经理和顾问刘书林都出席了会议并与专家们亲切交谈。姜圣阶理事长代表中国核学会向核科技专家致以节日的问候,祝大家身体健康,合

    1990年01期 95页 [查看摘要][在线阅读][下载 56K]
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  • 中国核学会1990年重点学术会议计划表

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    1990年01期 96页 [查看摘要][在线阅读][下载 28K]
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