• 中国核学会二届二次会议在秦山核电厂召开

    唐宗渝;

    <正> 中国核学会第二届理事会第二次会议于1990年6月22日在浙江省海盐县秦山核电厂召开。参加会议的理事共47名,中国核学会名誉理事长王淦昌、中国科协书记处书记高潮等出席了会议。开幕式由副理事长周平主持,姜圣阶理事长做了关于第二届理事会的工作报告。与会理事充分肯定本届理事会在中国科协和中国核工业总公司的领导和各单位

    1990年03期 8页 [查看摘要][在线阅读][下载 41K]
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  • 卧式螺旋管内气液两相含气率的试验与理论研究

    郭烈锦;陈学俊;周芳德;

    本文从试验和理论两方面详细地研究了卧式螺旋管内气液两相流截面含汽率的分布与变化规律。在水/空气两相流回路中系统地研究了卧式螺旋管内气液两相全管圈平均截面含汽率随螺旋直径的变化规律;测量了局部截面含汽率沿螺旋径向的分布和平均截面含气率沿螺旋周向的变化规律;依据实验测量结果,木文使用文献[3]中提出的特别适用于弯曲通道的单流体双区域坐标摄动修正变密度模型进行了计算,推出了含汽率特性及相分布、相速度分布的预报公式,同时给出了适合于工程实用的全管圈平均截面含汽率简便计算公式。试验结果与理论公式具有良好的一致性。

    1990年03期 191-200+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 392K]
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  • 快速计算堆芯燃料装载模式的理论

    索长安;

    根据两群快速节块法理论和堆芯功率分布要求,导出了堆芯反应性分布方程。求得堆芯反应性分布以后,将所提供的燃料组件放置在与其反应性相对应的堆芯位置上,就得到堆芯燃料装载模式。并在CYBER825/170计算机上编制了计算程序。对两维IAEA基准问题作数值检验,表明反应性分布的误差很小,最大的△k约为0.005,花费的CPU时间约为1秒。

    1990年03期 201-209+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 315K]
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  • 秦山核电厂堆内燃料管理探讨——压水堆堆芯燃料管理配套程序

    陈仁济;黄贤本;

    简要介绍三维多循环堆内燃料管理配套程序,它能模拟和跟踪压水堆核电厂多循环燃耗行为,而且利用优化方法寻找压水堆最优的燃料装载格式。用本套程序对秦山核电厂的第一和第二循环作了计算和探讨,预言了它们的燃耗行为,并对第二循环的堆芯燃料管理提出了改进意见。

    1990年03期 210-221+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 632K]
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  • 降低UO_2氢氟化尾气HF浓度的新工艺

    赵珺;赵思源;沈国宏;尚臣;康仕芳;丛培君;辛振林;葛庆仁;许贺卿;

    本文以一步法脱硝-还原UO_2氢氟化动力学数据为依据,结合反应器流动特性进行反应条件最佳化处理,提出了搅拌床(尾气段)—流化床(成品段)串接流程新工艺,并对搅拌床的操作工况进行了优化设计和实验研究。搅拌床热态模拟实验表明,UO_2的出口转化率可达47—50%,尾气HF浓度<5%,与流化床双床串接流程相比,其出口转化率与一级流化床基本相同,而尾气HF浓度获得了大幅度下降,达到了当前国际先进水平,因此不失为一种新颖而先进的工艺流程。

    1990年03期 222-231+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 575K]
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  • 北京谱仪电子学系统

    席德明;

    北京谱仪是北京正负电子对撞机上的高能物理实验装置。本文介绍了北京谱仪电子系统的总体考虑、主要组成部份、工程规模和性能以及运行情况。

    1990年03期 232-239+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 498K]
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  • 评价不同类型电厂经济竞争能力的方法及其相互比较

    温鸿钧;

    本文介绍了评价不同类型电厂经济竞争能力的我国现行评价方法和国际上通用的UNIP EDE方法,并用来对我国的核电厂和煤电厂的经济竞争能力作了初步分析。两种方法得出了两个完全相反的结论。本文对此分析了原因,认为UNIPEDE方法是个比较科学的和公正的方法,建议我国在对不同类型电厂经济竞争能力评价时,也应采用这种方法。

    1990年03期 240-251+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 524K]
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  • 论轻、重同位素分离的整体性

    肖啸菴;

    本文回顾了同位素分离学科发展的简短历史,文章指出:八十年代,各种同位素分离方法已有了很大的进展,今天把同位素分离学科分成轻、重两个部门已不再合理。

    1990年03期 252-256+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 362K]
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  • 余热排出系统冷却丧失事故

    唐宗渝;

    压水堆核电厂在更换燃料和对反应堆冷却剂系统进行维修和检查的冷态停堆期间需要降低反应堆冷却剂系统的水位,并在某一段时间内降低到迥路管道内。在反应堆冷却剂系统迥路部分充满运行期间,余热排出系统冷却丧失事故是很可能发生的,并且可能严重影响反应堆安全。本文简要介绍了目前对此事故的研究成果及对我国关于开展此问题的研究提一些建议。

    1990年03期 257-264+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 489K]
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  • 放射性锶和铯在花岗岩上的吸附与阻滞

    张英杰;于承泽;

    本文采用静态和碎岩柱实验技术研究了放射性Sr和Cs在核废物处置库待选点花岗岩上的吸附与阻滞。结果表明:花岗岩对Sr的吸附为线性吸附,对Cs的吸附为非线性吸附。花岗岩对Cs的阻滞能力要比对Sr的阻滞能力好。

    1990年03期 265-272+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 385K]
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  • 加速器非线性动力系统方程任意阶近似解析解

    谢羲;刘纯亮;

    用严格的分析方法获得了普遍的非线性动力系统方程的任意阶近似解析解,从而解决了加速器动力学和带电粒子光学中长期未能解决的任意阶象差系数解析解的难题。

    1990年03期 273-276+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 210K]
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  • 压水堆核动力装置(火用)热力分析若干问题

    杜泽;

    <正> 一、前言由于(火用)热力分析具有明显意义,已被逐渐应用于各种热能动力装置热力分析之中。苏联拉季茨基教授率先将(火用)热力分析应用于核动力装置,做了可贵的开拓性工作,其最终结果发表在1976年出版的《船用核动力装置》一书中。我国1980年出版的统编教材《船用核动力装置原理与设计》也作了引用,用于教学也已达十年之久,目前已

    1990年03期 277-283页 [查看摘要][在线阅读][下载 251K]
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  • 核反应截面协方差矩阵计算

    施兆民;施朝晖;芦涵林;

    <正> 一、引言裂变和聚变堆的设计者,在设计时需要许多准确的核反应截面数据。为准确估计设计中的误差,他们不仅要求知道反应截面的误差,还要求知道完整的协方差矩阵。因此,近年来评价核数据库要求给出反应截面的协方差矩阵。IAEA也多次举行专家会议讨论有关协方差矩阵问题。本文介绍了由反应截面测量中各参量的误差及其相关系数计算反应截面协方差矩阵的方法。并用此方法计算了~(59)Co(n,p)~(59)Fe反应截面的协方差矩阵。

    1990年03期 284-288+276页 [查看摘要][在线阅读][下载 347K]
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  • 台湾省清华大学核工系教授团访问大陆

    居克飞;

    <正> 日—9月11日,台湾省新竹清华大学核工系教授团应中国核学会理事邀请来大陆参观访问和技术交流。霖为核工系资深教授,团员是从事核能工程、核物理、核化学、核材料、核辐射防护的专家,共13人。表团在北京受到了国务委员邹家华的亲切会见。邹家华国务委员说:“我们热烈欢迎台湾清华大学各位教授来大陆参观访问,我们一直主张多通为好,两边不接触就不

    1990年03期 289页 [查看摘要][在线阅读][下载 265K]
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