• 核设施事故场外后果的预测和评价

    施仲齐

    介绍和评论了核设施事故场外后果的实时评价模式及其选择,提出了我国核电厂实时应急剂量评价宜采用的模式的建议。文章还说明了后果预测结果的不确定性,后果预测与防护决策的关系。

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  • 飞射物对钢筋砼板碰撞的局部损坏及其设计评价公式

    王远功

    介绍和分析钢筋砼板在刚性和变形体外来飞射物的冲击下局部损伤破坏的各种状态,给出在冲击情况下钢筋砼板的浸澈深度、背面散射极限厚度、贯穿极限厚度等各种评价公式以及试验结果。它对研究钢筋砼板及其它结构物在冲击荷载作用下的设计具有参考价值。

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  • 放射性同位素标记核酸探针的方法

    马昌燐

    介绍放射性同位素标记核酸的方法,包括缺口平移法标记DNA、引物延伸法标记DNA、聚合酶法标记RNA、T4多核苷酸激酶标记DNA或RNA的5′-末端、末端脱氧核苷酸基转移酶标记DNA的3′-末端、DNA聚合酶ⅠKlenow片段标记DNA的3′-末端、T4DNA聚合酶标记DNA的3′-末端、标记寡核苷酸。

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  • 原型微堆控制棒效率的计算以及与实验测量结果的比较

    杨顺海

    原型微堆控制棒效率的计算以及与实验测量结果的比较杨顺海(中国原子能科学研究院)关键词控制棒效率,少群S_n计算,理论与实验的比较1计算方法设中子能群,总数为G,裸堆有效增殖因数可以表示为:式中K∞为无限介质增殖因数,Lg为第g群的减速长度或热中子扩散...

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  • 信息交流

    信息交流世界核电博览(3)为了配合我院核电站的研究与设计,我们情报室于1993年,开展了对世界上主要核国家的核电情况调研,写了约20个国家或地区的核电情况的调研报告。据统计,截止至1993年2月,世界上共有30个国家或地区的417座核电站在运行,总装...

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  • 核工业第四研究设计院简介

    马相池

    核工业第四研究设计院简介核工业第四研究设计院创建于1958年1月,是从事核工程及其他工业民用工程综合性的甲级研究设计院。经国家建设部及有关部委的资格认证,本院持有核工业、建筑、环境影响评价、三废处理和综合回收的甲级设计证书,工程承包和工程监理的甲级证...

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  • 竖直环形通道内过渡沸腾传热实验研究

    钱永柏,喻真烷,贾斗南,苏光辉

    用热块技术对低压、低质量流速下垂直环形通道中水的过渡沸腾传热进行实验研究,实验范围是:压力P=2.5-10.9bar,质量流速G=74.2-223.9kg/m2s,进口过冷度△Tsub=5.5-32.4℃。用一维和二维模型对实验数据分析处理,得到许多不同工况下的过渡沸腾曲线,并对影响过渡沸腾传热的主要因素进行了分析。实验发现,管壁的热流密度值在过渡沸腾区域有较大波动,表明过渡沸腾这种传热方式所固有的不稳定性。得到了一个预测过渡沸腾传热的公式,并和其他关系式进行了比较。

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  • AVLIS离子引出收集过程的初步研究

    严敏,王德武,应纯同,诸旭辉

    通过理论计算研究了1-D无碰撞AVLIS离子引出过程,比较了交变场与恒定场对离子引出特性的影响,计算和分析结果表明等离子体离子密度≥107cm(-3),屏蔽效应存在,离子的引出在振荡中完成;对相同离子密度,随电场的增加,离子引出时间有饱和趋势,比较了脉冲场与恒定场的引出效果,结论是两者的引出效果一样,而采用脉冲场可消除斯塔克效应的影响。

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  • 研究堆中子散射应用研讨会

    李竹起,许汉铭

    研究堆中子散射应用研讨会中国原子能科学研究院于1994年6月10日至11日在北京香山成功地召开了中国先进研究堆中子散射应用研讨会。出度会议的有王淦昌、陈能宽、何祚庥等15位中国科学院院士,及有关专家、教授、研究员共计49人,他们分别来自全国重要的10...

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  • LiPb自冷混合堆包层中子学研究

    游承伦

    研究了LiPb自冷托卡马克混合堆包层的中子学性能;第一壁材料和厚度对中子学性能的影响;Pb和Be的中子增益性能以及包层中功率密度和239Pu的分布,并对中子学性能进行了优化。当聚变功率为200MW,运行因子为0.3时,除氚自给外,每年可生产239Pu130kg。

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  • 不同隙径比环形脉冲萃取柱中两相流动特性的研究

    秦炜,戴猷元,汪家鼎

    环形脉冲萃取柱在核燃料处理工业中可以提供大的生产能力并保证临界安全。本文在外柱径为100mm的4种不同隙径比的环形脉冲萃取中,以30%TBP(煤油)-水(水相连续)为实验体系,研究了柱内两相流动的特性。研究结果表明,用修正的Pratt关联式描述环形脉冲萃取柱内两相流动特性是可行的。特性速度Uk随外界输入能量的增大而减小,随隙径比的增大而增大。文中提出的包括隙径比参数在内的液泛速度关联式,其计算值与实验值比较,相对误差在±20%以内。

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  • UO_2-锆合金化学反应条件下的包壳水侧氧化动力学

    张喜燕

    在堆芯熔化情况下,UO2燃料与锆合金包壳之间的反应将导致一系列的新相生成及氧自UO2燃料向包壳合金的扩散,进而对包壳的水侧氧化动力学过程中的相间界面推移产生重要影响。本文推导建立了在这种条件下计算锆合金包壳水侧氧化动力学的方法。

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  • 非线性束流动力学统一的任意阶正则象差理论

    刘纯亮,夏慧琴,屈秀文,谢羲

    采用张量代数,用严格的分析方法获得普遍的非线性Hamilton方程任意阶近似解析解,从而建立非线性束流动力学统一的任意阶正则象差理论,并对正则象差系数所满足的辛条件进行了讨论。

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  • 两相自然循环稳定性无量纲频域分析研究

    黄海涛,翁羿浩,徐济

    基于一维均相平衡模型,导出系统无量纲特征方程,采用频域分析方法,开发了一个通用性程序,研究两相自然循环中流动不稳定特性。程序能直接求解自然循环回路的无量纲稳定边界,计算结果与所得到的实验数据吻合良好,并讨论了各参数对系统稳定性的影响。

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  • 秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验

    王树人,韩传斌,潘旦光,李秀茗,梁启东,杨忠科,黄清良,田克昌

    为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能,采用3×3考验组件,在原子能院重水试验堆HWRR的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验,平均燃耗达25700MWd/tU。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验,检验项目包括:燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、X射线照相、裂变气体释放率测量,包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验,包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量,水垢的X射线衍射分析等。检验结果表明:考验组件设计合理,制造工艺可靠,燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。

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  • HR-1型奥氏体不锈钢氢渗透行为研究

    刘兴钊,陆梓,杜家驹,黄秋荣

    采用超高真空气相氢渗透实验技术研究了HR-1型奥氏体不锈钢的氢渗透行为,测量了氢的扩散系数,及氢渗透率。还就试样表面氧化对其氢渗透行为的影响进行了研究,结果表明:试样表面氧化导致氢扩散系数及氢渗透率显著降低,渗透激活能增大,扩散激活能不变。

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