- 鲁润宝;
本文用直接积分方法对离散纵标S_N方法在步长上的限制(?)∑(?)Δx/2<|μm|,纯吸收介质深穿透通量偏低等问题做了分析。从格式上说明了产生上述现象的原因及直接积分方法为什么能较好地解决深穿透问题,并且给出了两类14MeV中子穿透实验的计算结果:14MeV中子在~(232)Th,~(235)U,~(238)U和~(239)Pu脉冲球中的泄漏谱计算和14MeV中子在数种结构材料中的穿透率计算。
1990年02期 97-105+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 374K] [下载次数：73 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 王启杰;王华生;李惠珍;
本文对倾斜矩形腔内有均匀容积热源时的自然对流换热进行了实验研究和数值计算。研究表明,倾斜放置时,腔内流体出现不对称的涡流流动结构;水平放置时,腔内流体为不稳定的分层结构。由于流动结构的不对称,流体的速度和温度分布也不对称,腔内流体的最高温度出现在y/H=0.8、x/w=0.9附近。用光学干涉技术测定了沿恒温壁的局部和平均Nusselt数。结果表明,倾斜放置时,两恒温壁的热量散逸能力并不相同,拟合了不同θ时Nu_1/Nu_0与R_(?)的关联式。实验和数值计算结果吻合良好。
1990年02期 106-113+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 438K] [下载次数：48 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 卢山来;贾斗南;
本文对两种最新过冷沸腾段压降计算模型辅助参数的计算进行了进一步的完善。通过编制通用计算程序,并依据Reynolds[10],A.E.Bergles[12],Owens&Schrock[11]及本文的实验数据对两种模型进行了比较。在自行设计的过冷沸腾实验台上对两种计算模型进行了验证。结果表明文献[1]提出的计算模型,L-J模型,在大直径圆管情况下有较高的计算精度,并且第一次反映出了核态沸腾起始点以后压降梯度相对单相略有下降的特殊规律。
1990年02期 114-123+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 334K] [下载次数：93 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] 本文简单介绍目前国际上正式投入使用的估计核电厂在发生堆芯熔化事故情况下放射性向环境释放的六型一体化源项程序包最新版—STCP Mod1.1的结构、功能和在国内移植装机情况,并通过美国Z10N电厂四个基本事故序列计算,进一步表明程序包的可靠性、适用性及其使用特点,
1990年02期 124-131+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 367K] [下载次数：51 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 邰德荣;凌小平;仝继红;
在感兴趣的铀、酸浓度范围内,以水相为连续相,有机相为分散相的分散体系的电导主要受酸度、铀浓度、温度及有机相存留分数的影响;混合强度对电导影响很小。TBP-煤油溶液为非极性溶剂,即使萃入较高浓度的铀和酸,其电导的绝对值仍然很小。比同样铀、酸浓度的水溶液的电导小5个数量级。
1990年02期 132-140+6-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 473K] [下载次数：25 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 陈与德;樊世梅;李新泰;付磊;毛家骏;
本文对酸性磷类-螯合-中性萃取剂三元协萃UO_2~(2+)进行了研究。萃取反应及萃取平衡常数可分别表示为 UO_2~(2+)+H_2A_(2(0))(?)UO_2A_(2(0))+2H~+ UO_2~(2+)+2H_2A_(2(0))(?)UO_2(HA_2)_(2(0))+2H~+ UO_2~(2+)+H_2A_(2(0))+B_((0))(?)UO_2A_2B_((0))+2H~+ UO_2~(2+)+2H_2A_(2(0))+B_((0))(?)UO_2(HA_2)_2B_((0))+2H~+ UO_2~(2+)+2HL_((0))+B_((0))(?)UO_2L_2B_((0))+2H~+ UO_2~(2+)+H_2A_(2(0))+HL_((0))+B_((0))(?)UO_2(HA_2)LB_((0))+2H~+ UO_2~(2+)+2H_2A_(2(0))+HL_((0))+B_((0))(?)UO_2(HA_2)(H_2A_2)LB_((0))+2H~+
1990年02期 141-149+7-8页 [查看摘要][在线阅读][下载 440K] [下载次数：49 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 江林根;霍敏;范礼;
本文研究了用20％(V/V)N_(235)-煤油对铀和钌的萃取分离,找到了从铀中定量萃除少量钌,而铀的损失率<1％的实验条件,达到进一步纯化铀的目的。N_(235)可回收循环使用。
1990年02期 150-153+8页 [查看摘要][在线阅读][下载 259K] [下载次数：46 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 罗上庚;姜耀中;柳得橹;
模拟高放废物玻璃固化体佯品在400—900℃经受不同时间热处理后。DTA、XRD和SEM-EDX分析表明,在500—775℃范围热处理形成三类晶体,玻璃基体上未见明显的裂纹。最大结晶速率的温度范围是600—750℃。主要析晶是一种富铀、钛、钙的晶体。给出了晶体体积百分数和晶体形貌,分析表明。析晶对本玻璃固化体的浸出性能和密度没有明显的影响,
1990年02期 154-159+8页 [查看摘要][在线阅读][下载 428K] [下载次数：106 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 徐定耿;叶维娟;
<正> 一、概述蒸汽发生器管板上与二次侧筒身相连,下与封头、水室隔板相连(图1)。管板上孔的排列形式为正方形排列,对正方形排列孔板的计算,目前,ASME规范中尚无明确规定,而对等边三角形排列的圆孔板的应力分析有规定(ASME附录A-8000),若
1990年02期 160-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 241K] [下载次数：174 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：31 ] |[阅读次数：0 ] - 张琴娣;
<正> 铝基弥散型燃料元件具有许多优点,广泛应用在研究堆和材料试验堆中。七十年代末期,美国首先提出降低研究堆燃料中铀的丰度研究计划,在降低铀丰度(小于20％U~(235))的同时,需要提高芯体中燃料相的体积含量,这使弥散体的强度降低。因此,了解燃料相的含量对芯体强度的影响是很重要的。
1990年02期 168-170页 [查看摘要][在线阅读][下载 142K] [下载次数：76 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 刘桂生;
<正> 一、引言核数据的基准检验是核数据评价工作的重要环节之一。基准检验结果是评价核数据的识分依据,是核数据不断更新的重要基础,也是核装置设计的重要依据。美国ENDF/B库各版的基准检验都以快堆基准为主要依据。这不仅因为快堆是核动力堆的发展方向,而且不同能谱的多个快堆几乎复盖了核截面的整个能区,最有利于
1990年02期 171-176页 [查看摘要][在线阅读][下载 258K] [下载次数：26 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 叶明呂;王坚;陆誓俊;唐志华;毛家骏;
<正> 本工作应用间歇法研究了六种地质材料对放射性锶铯钴铕的吸附行为,测定了经过不同接触时间后的吸附比(R_d)。结果表明,上海泥土和浙江泥土对钴铯的吸附比都很高(1041—7261),而所研究的四种岩石对锶的吸附都较差。铕在六种地质材材上具有中等程度的吸附。不同的地质材料对铯的吸附能力差别很大。几种岩石对钴的吸附都比
1990年02期 177-181页 [查看摘要][在线阅读][下载 155K] [下载次数：102 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 罗上庚;居克飞;
<正> 1989年联合组织的国定废物管理会议(1989 Joint International Waste Management Conference)于1989年10月23日—10月28日在日本京都召开,这是一次盛大的国际性专业会议,参加会议的有20多个国家和地区的500多名专家,提出论文200多篇。内容包括放射性废物管理新经验,放射性废物处理与处置的新技术和新成就,题材丰富、颇有教益,现择要分五部分介绍于下。
1990年02期 182-189页 [查看摘要][在线阅读][下载 376K] [下载次数：33 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 孙光宇;
<正> 中国核学会理事长姜圣阶同志率中国核学会代表团一行14人(参加的单位有中国核工业总公司、中国原子能研究院、农业科学院原子能所、清华大学核能所、国家核安全局等)于1990年3月4日至8日前往美国圣地亚哥参加第七届太平洋地区核能会议。
1990年02期 190页 [查看摘要][在线阅读][下载 35K] [下载次数：13 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] 下载本期数据