• 发展堆工事业,更好地为核科学发展和国民经济建设服务——反应堆工程技术研究所简介

    钱道元;

    <正> 反应堆工程技术研究所建立于1958年,是我国最早建立的反应堆科研基地,目前是中国原子能科学研究院最大的一个研究所。堆工所曾为我国堆工事业的发展和国防建设作出过重大贡献。1964年自行设计建造成

    1993年03期 2+289页 [查看摘要][在线阅读][下载 675K]
    [下载次数:35 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 第八届全国反应堆结构力学学术交流会议征文通知

    <正> 第八届全国反应堆结构力学学术交流会拟于1994年9月在四川成都召开。反应堆结构力学专业委员会委托中国核动力院承办。为做好会议筹备工作,特发此征文通知。会议文章和报告的主要内容包括:

    1993年03期 8页 [查看摘要][在线阅读][下载 89K]
    [下载次数:12 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • POSTCHF——临界热流密度后传热区广义二维计算模型

    杨燕华;徐济鋆;

    核动力反应堆失水事故或超功率暂态工况下,常会发生临界热流密度后的传热模式,其主要流型为弥散流和反环状流,这引起核安全研究界的广泛关注。经验方法不能很好地模拟各种工况范围及流型内部各种参数的分布及变化,随着实验技术和计算方法的发展,正在开发较为精确的二维计算模型。作者在多年的实验和理论研究基础上,发展了弥散流和反环状流的广义二维数学模型POSTCHF,并开发了计算程序。本文详细介绍该模型的基本守恒方程、本构关系式、网格划分、数值方法和计算结果。

    1993年03期 193-203+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 606K]
    [下载次数:109 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核汽轮机内平板叶片上水膜流动研究

    于瑞侠;张志俭;李学来;

    对核汽轮机内平板叶片上的水膜流动进行了数值模拟,探讨了核汽轮机内级分离器的可行性。

    1993年03期 204-210+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 412K]
    [下载次数:120 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:10 ] |[阅读次数:0 ]
  • 国际原子能机构(IAEA)在北京举办《严重事故分析和事故管理》讲习班

    季松涛;

    <正> 由国际原子能机构(IAEA)组织,我国国家核安全局及核工业总公司国际合作局(IAEA事务办公室)协助安排,利用联合国开发署对我国国家核安全局的援助项目CPR/09/006和IAEA与中国原子能科学研究院技术合作项目CPR/09/009的经费,于1993年3月1-12日,

    1993年03期 210页 [查看摘要][在线阅读][下载 56K]
    [下载次数:37 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 悬臂管在同心套管包围的水中振动特性的研究

    张文清;

    对悬臂管在同心套管包围的水中的振动特性作了分析。通过求解二维线性Navier—Stokes方程,得出了计算附加质量系数和粘滞阻尼比的公式。为了验证理论分析结果,对悬臂管在同心套管包围的水中的附加质量系数和粘滞阻尼进行了实验研究。得出了附加质量系数和粘滞阻尼比与套管内径和悬臂管外径之比、悬臂管在同心套管包围的水中振动的固有频率以及Stokes数之间的关系。

    1993年03期 211-217+5页 [查看摘要][在线阅读][下载 373K]
    [下载次数:71 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 避迁面积与剂量干预水平和源项之间定量关系的研究

    曲静原;

    避迁措施是核事故后保障公众健康安全的重要应急措施之一。本文以概率风险评价的方法,以核事故后果评价程序系统COSYMA为计算工具对避迁措施与相关的影响因素进行了广泛深入的参数研究,给出了避迁面积、剂量干预水平与源项之间的定量关系式。为了估计计算中的假设条件对研究结果的普遍适用性的影响,对重要的源项参数和天气序列取样作了灵敏性分析。所获得的结果可为制定避迁措施的合理实施方案提供理论依据。

    1993年03期 218-225+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 500K]
    [下载次数:44 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 第八次华东地区核学会联席会议在泰安市举行

    许道礼;

    <正> 第八次华东地区核学会联席会议于1993年6月1日至4日在山东省泰安市举行。与会代表26人,包括学会秘书长、联络员,并邀请部分分支学会和兄弟省市学会以及有关单位同志参加。会议在热烈、友好的气氛中进行,大家畅所欲言。各抒己见,各学会介绍了在改革开放新形势下,如何抓住机遇、迎接挑战,开展学术交流、科普宣传和咨询服务的经验,特别就关于核

    1993年03期 225页 [查看摘要][在线阅读][下载 40K]
    [下载次数:8 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 托卡马克混合堆核包层中子学特性分析

    焦一鸣;

    从中子数据库VITAMIN-C开始,利用AMPX-Ⅱ模块,经过一系列处理,得到了包括能量自屏效应在内的一系列反应截面。利用计算一维中子输运的ANISN程序,完成了几种模型的中子学计算。主要考察了2个问题:1内外包层问的相互影响。2中子的斜射效应(包层形状的影响)。研究结果表明,内、外包层间的相互影响很大,这与包层的结构有关,不可忽视。包层结构差别越大,相互间的影响也越大。由于入射中子不断地与包层中核素发生散射而改变方向,因而中子的斜射效应不是很大。

    1993年03期 226-231+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 323K]
    [下载次数:40 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 我国新建研究堆方案探讨

    朱焕南;

    对国内外研究堆的发展现状作了概述,对我国新建研究堆提出了两个设想方案。

    1993年03期 232-239+260页 [查看摘要][在线阅读][下载 366K]
    [下载次数:52 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核容器焊接质量疲劳可靠性评估的试验研究

    戴树和;

    秦山30万千瓦核电设备中的蒸汽发生器,是国产关键设备之一。对该蒸汽发生器焊接质量进行疲劳可靠性评估的试验研究,旨在根据国产核容器用钢S-271的疲劳性能测试结果,通过对该容器底封头模拟装置试验数据分析,为国家核安全局进行质量审评提供参考依据,并作为秦山核电工程概率安全评价的补充。按照美国机械工程师学会《锅炉及压力容器规范》第三分篇有关条款的要求进行了模拟试验,提出了两种方法进行可靠性定量求解。

    1993年03期 240-246+253+6页 [查看摘要][在线阅读][下载 599K]
    [下载次数:133 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电站废气中氢氧复合的研究(Ⅰ)——小型试验

    叶明吕;何阿弟;唐志华;陆誓俊;曹惠民;顾玉珍;范学钢;赵良;高家宝;

    为了适应我国核电发展的需要,进行了核电站废气中氢氧复合的研究。研制了适合于核电站工艺废气处理中氢氧复合用的高效催化剂,进行了氢氧复合各种工艺条件试验,确定了氧氧复合的最佳工艺条件。实验结果表明:含钯量为0.5%的Pd-Al_2O_3催化剂性能良好,氢氧复合率均很高,氢复合率>98.3%,氧复合率>99.9%。复合后尾气中氢氧含量很低,氧含量<3ppm,氢含量<400ppm(体积ppm)。在一定的工艺条件下完全能满足核电站工艺废气处理的要求。

    1993年03期 247-253+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 461K]
    [下载次数:105 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 流化床脱硝三氧化铀的氨裂解气还原研究

    康仕芳;谢振风;葛庆仁;

    应用等温热重法研究了由流化床脱硝三氧化铀的氨裂解气还原动力学,结果表明,在温度为550~660℃和转化率为0~95%的范围内,反应动力学服从Sepencer-Toply方程,符合未反应核化学反应控制模型,测得还原反应的表观活化能为133.8kJ/mol。实验证明氨裂解气还原过程与氢氮混合物(3H_2+N_2)的基本相同。测定了氢分压和水蒸气分压对还原反应的影响,求得氢的分压指数为0.57。水蒸汽的存在,明显的抑制了还原反应速度。

    1993年03期 254-260+7页 [查看摘要][在线阅读][下载 468K]
    [下载次数:153 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 脉冲筛板柱萃取分离钍、铀的研究(Ⅳ)——钍、铀、酸三组分体系脉冲筛板柱的动态特性及数学模拟

    安延军;仝继红;邰德荣;马栩泉;

    在2英寸脉冲筛板柱中,测定了钍、铀、酸三组分体系水相及有机相出口动态响应曲线,采用级模型模拟了动态响应曲线,利用优化方法获得了有关模型参数。根据模拟程序设计了一种较优的起动方式。实验及理论分析结果表明:采用级模型模拟H~+,Th,U多组分非线性平衡体系的脉冲筛板柱动态特性是可行的,所得参数可近似表征柱内传质过程。起动时间随两相流量增大而缩短,各组分起动时间长短与其在柱内的分离效率有关,分离效率越高,起动时间越长。

    1993年03期 261-272页 [查看摘要][在线阅读][下载 379K]
    [下载次数:53 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 束流尾场效应对消色差系统的影响

    陈银宝;张振海;

    在双粒子模型假定下讨论了短程束流尾场效应。该效应在脉冲积分近似下,等价于在消色差系统中央平面上对束团施加一个附加的纵向和横向动量增量。通过传输矩阵变换运算.推得了包括束流尾场引起的束流纵向和横向位移在内的束流纵向和横向传输表达式,藉以考察束流尾场效应对消色差系统的影响。

    1993年03期 273-277+8页 [查看摘要][在线阅读][下载 238K]
    [下载次数:28 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 常用中子通量表达式间的差异及相互关系

    李兆桓;

    <正> 1 引言反应堆理论计算和实验中常采用不同的中子通量表达形式。堆理论表达的为中子通量,堆实验常用约定中子通量。虽两者都唯一地表示反应率,但它们的性质是不同的。本文说明它们之间的差异,并指出约定中子通量参量计算的困难,建议实验中应逐步改用堆理论的表达

    1993年03期 278-282页 [查看摘要][在线阅读][下载 142K]
    [下载次数:39 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电站堆型

    杜圣华;

    <正> 随着核电站商业化和标准化进展,七十年代以来逐步形成了以已经商用的轻水堆、重水堆以及即将发展成为商用的高温气冷堆和快中子增殖堆为主要堆型。从核电装机容量统计,轻水堆的核发电量约占80%,其次是重水堆和气冷堆,纳冷快中子增殖堆虽然目前发电容量还

    1993年03期 283-287页 [查看摘要][在线阅读][下载 307K]
    [下载次数:129 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 微堆运行及应用

    殷园;

    <正> 深圳大学微型反应堆,从1988年11月21日正式投入运行以来已达4年。由于与原型堆存在地理、人员及应用方向上的差异,在4年的运行中遇到了一些新问题,积累了一些新经验。 1 反应堆的运行深大微堆自投入运行以来,累积运行了

    1993年03期 288页 [查看摘要][在线阅读][下载 41K]
    [下载次数:74 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据