• 清华大学核能技术设计研究院简介

    马栩泉;

    <正> 清华大学核能技术设计研究院以核能技术为主,开展多学科的研究、设计和开发,是我国高等教育系统规模最大的设计研究院之一。核研院位于北京北郊。该院始建于1960年。现任院长为全国先进工作者、国家高技术计划

    1993年02期 2+193页 [查看摘要][在线阅读][下载 705K]
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  • 秦山300MWe核电厂的改进设计

    史沛华;程万里;吕荣梁;

    介绍了秦山300 Mwe核电厂改进设计的目标,指导思想,总体性能及参数。关于改进项目,主要介绍了核岛厂房布置设计的特点,简化工艺系统,减少设备重复,增设必要的安全设施,统一规范和标准,最后,简要介绍了改进设计的进展情况。

    1993年02期 97-100+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 563K]
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  • 微型核反应堆及其在中子活化分析中的应用

    陈宝林;

    <正> 上海测试技术研究所的微型反应堆,是中国原子能科学研究院设计制造的国内第3座商用微堆,于1991年12月18日达到临界,1992年1月7日投入为期一年的试运行;至1992年12月12日共开堆101天,累积的开堆功率为8074,2 kW·h,每根内辐照座处的积分中子通量

    1993年02期 100+154页 [查看摘要][在线阅读][下载 74K]
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  • 350MWt模块式高温气冷球床堆设计研究

    王大中;蒋志强;高祖瑛;

    提出一种350 MWt模块式高温气冷球床堆(HTR-350)方案设计,该堆采用具有石墨球中心区的环形堆芯设计方案,以强化反应堆在失冷失压事故中堆芯固有余热导出能力,从而可将国外设计的球床式模块堆的单堆功率由200 MW提高到350 MW,改善了模块堆的经济性。文章描述了HTR-350设计特点、主要参数及事故安全特性,并论述为克服环形堆出口气流温度不均匀性所采取的技术措施,给出了堆芯出口气流混合模型实验的结果。

    1993年02期 101-109+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 790K]
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  • 高温气冷堆球床模拟研究

    钟文发;经荥清;罗经宇;李诗林;

    本文描述了漏斗形高温气冷球床堆的模拟计算方法及数据转换情况,克服了原来VSOP程序系统只能将漏斗形堆芯等效成一个圆柱体的局限性,新的程序系统CHTRP可依照实验测得的球流速度曲线剖分几何网格层,对于不同尺寸的反应堆锥体都可进行模拟计算,并作了实例计算,取得了令人满意的结果,为高温堆物理设计和分析提供了有力的工具。

    1993年02期 110-118+5-6页 [查看摘要][在线阅读][下载 934K]
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  • HTR-10-MW高温气冷实验堆换料方式的研究

    经荥清;张旭;罗经宇;

    研究了10MW高温气冷实验堆中1次和多次(5次)通过的两种换料方式。在燃料的充分利用和功率展平等方面,多次通过都优于1次通过。并对多次通过换料方式作了进一步的平衡态参数和失冷失压事故分析,表明多次通过能较好地满足规范的要求。

    1993年02期 119-125+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 528K]
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  • 模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究

    喻真烷;苏光辉;贾斗南;钱永柏;

    CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7~2.2 MPa,△T_(sub)=50~120℃,G=1750~2800 kg/m~2·s,q=0.3~1×10~5W/m~2

    1993年02期 126-134+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 575K]
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  • 1993年两岸核能学术研讨会纪实

    居克飞;

    <正> “1993年两岸核能学术研讨会”于3月4—5日在北京举行。此次研讨会是由中国核学会理事长汪德熙教授和台湾新竹清华大学原子科学院院长苏青森教授共同发起,由中国核学会具体承办的,属民间性质的学术交流。会议期间,中国核工业总公司总经理、核燃料专家蒋心雄会见

    1993年02期 134+163页 [查看摘要][在线阅读][下载 116K]
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  • 高通量工程试验堆中子能谱计算

    彭凤;刘水清;

    采用ANISN程序,DOT 3.5程序和组合几何全能区蒙特卡罗程序计算了HFETR中子能谱。计算中堆芯简化为由燃料元件、铍组件、铝组件和水层的同心环所组成。堆芯中心K11位置放置不同部件。对各种方案计算分析后,得到了HFETR最佳圆柱形热阱半径、超热中子谱表达式等有实用价值的结果。计算结果与已有的能谱和能谱参数实验值进行了比较,在误差范围内是相符的。

    1993年02期 135-142+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 522K]
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  • MCFT-计算快、热中子多群常数程序

    杨顺海;桑鑫增;

    MCFT是计算快、热中子多群常数的计算程序。作为程序输入的基本核数据库可以具有不同的格式。程序可以处理共振截面的公式和各种热化模型的散射律数据。输出结果的适用范围较广。

    1993年02期 143-147+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 442K]
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  • 铯、锶在花岗岩及其成岩矿物上的吸附研究——吸附等温线的测定及能量不均匀吸附等温模型

    赵欣;魏连生;林漳基;汪德熙;

    测定了Cs、Sr在花岗岩及其成岩矿物(钾长石、钠长石、石英、黑云母、角闪石)中的吸附等温线。结果表明,Cs、Sr在花岗岩及钾长石、钠长石、黑云母、角闪石中的吸附可用Freundlich等温方程描述,Cs、Sr在石英中不吸附。在假定各矿物是由各能量不相同的吸附点组成,且某一吸附点上的局部等温式可用Freundlich方程表示,吸附物质各点的能量分布可用γ几率函数描述的基础上,本文推导出了能量不均匀吸附物质的吸附等温模型,并得到了实验结果的验证。

    1993年02期 148-154+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 499K]
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  • 脉冲筛板柱萃取分离钍、铀的研究(Ⅲ)——脉冲筛板柱稳态浓度剖面的数学模拟

    安延军;仝继红;马栩泉;邰德荣;

    在2英寸脉冲筛板柱中,用扩散模型描述钍、铀低去污循环流程的传质过程。采用复合形法直接由浓度剖面同时确定轴向混合系数、传质系数等模型参数。由此获得的浓度剖面计算值与实验测定的浓度剖面比较符合。结果表明:Thorex过程脉冲筛板柱水相连续时两相轴向混合程度接近,有机相连续时分散相轴向混合小于连续相轴向混合。采用复合形法寻优,解决了以往方法中由于各种优化参数选择不当造成的计算结果与实际情况的偏差及程序容易溢出等问题。此算法简单,结果较可靠,收敛也比较快。

    1993年02期 155-163页 [查看摘要][在线阅读][下载 349K]
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  • D-~3He聚变堆MOONCITY的放射性及核废物处置问题

    冯开明;邓柏权;

    研究了D-~3He聚变堆设计MOONCITY的放射性及核废物处置问题。计算了在停堆时刻的放射性,衰变功率,BHP以及核废物处置指标WDR,给出了有关的计算结果和停堆后的衰减曲线。结果表明,MOONCITY的放射性及有关危害比D-T纯聚变堆低1个量级,比裂变堆或聚变一裂变混合堆低60倍左右。

    1993年02期 164-172+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 532K]
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  • 华南壳源型花岗岩型铀矿找矿专家系统(UGESP)的设计与实现

    徐伟昌;王耀南;王平;高梅芬;李天顺;

    UGESP是用于预测评价华南壳源型花岗岩体产铀矿可能性的专家系统。本文对UGESP的结构、功能及对华南花岗岩体产铀矿可能性的预测评价应用作了论述。

    1993年02期 173-178+8页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
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  • 用放射性示踪沙定量观测长江口北槽航道抛泥区泥沙运动

    李樟苏;

    1991年6月,在长江口北槽航道上抛泥区进行了一次放射性示踪沙试验。示踪沙投放总量为495g,示踪核素为~(46)Sc,总活度为17.95×10~(10)Bq(4.85 Ci)。试验目的是通过定量观测底沙运移的方向、路线、速度和输沙率,为北槽航道上抛泥区今后能否继续使用提供论据。试验观测资料表明:在中小汛期间,无论是涨潮还是落潮时投放的示踪沙都在落潮流控制下向北槽航道中段输移,并最终沿着110°的运动方向以758 m/d的运移速度,在269号航标附近进入挖槽,单宽输沙率为47.8 m~3/md。

    1993年02期 179-185+8页 [查看摘要][在线阅读][下载 428K]
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  • 我国核电的经济前景

    温鸿钧;

    <正> 我国要发展核电,这是由我国的能源资源分布和生产力布局不平衡所决定的。我国的煤炭资源主要集中在华北和西北,水力资源主要在西南,而我国经济发达的东南沿海地区严重缺乏能源。大量煤炭东运南运的运输问题和大量燃烧煤炭(在能源结构中煤炭占70%以上)造成的

    1993年02期 186-188页 [查看摘要][在线阅读][下载 187K]
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  • 台湾核电

    刘文达;

    <正> 台湾由于能源资源贫乏,核电起步较早,第1座核电厂于1970年在台北的金山乡动工兴建,1977年一号机组开始试运行,翌年二号机组也投入运行。1982年和1985年又建成第2座(国圣)和第3座(马鞍山)核电厂。国圣也位于台北,马鞍山在南端屏东县。每座核电厂各有两台美国制

    1993年02期 189-191页 [查看摘要][在线阅读][下载 130K]
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  • 第二代高放废物固化体——人造岩石

    罗上庚;

    <正> 人造岩石(SYNROC)已为越来越多的人所关注。现在国际上高放废液固化正在实施的或者已确定准备采用的固化法是硼硅酸盐玻璃固化(前苏联生产过磷酸盐玻璃固化体),SYNROC将成为第二代高放废物固化体。

    1993年02期 192+172页 [查看摘要][在线阅读][下载 66K]
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