• 广东核电站ATWS事故分析研究

    陈艳华

    针对广东核电站给出了具有包络意义的三类ATWS分析结果,它们是:失去主给水ATWS(LOFW-ATWS)、失去非应急交流电源ATWS(LONEP-ATWS)、控制棒失控提升ATWS(UCRW-ATWS),并与广东最终安全分析报告所提供的ATWS分析做了比较,最后对其中后果较为严重的LOFW-ATWS作了部分参数的敏感性分析,并对低于30%功率下的LOFW-ATWS作了讨论。

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  • 核电厂放射性监测系统仿真的数学物理模型

    郑福裕,傅晓东,蒋国兵

    较详细地介绍了在北京核电厂模拟培训中心的模拟器上建立RMS仿真系统的工作。首先对仿真的原型进行分析和简化,建立数学物理模型,并对包括RCS、PZR、SG、CVCS等的近20个核电厂系统进行了动态仿真建模,确定RMS各监测点放射性水平仿真读数的计算方法,最后,给出部分仿真实验结果,以验证数学物理模型的可靠性和适用性。

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  • NRTM型涡轮流量计的研制及对5MW低温供热堆堆芯冷却剂流量的测量

    查美生,王秀清,聂孟晨

    采用大导程叶轮叶片和内磁结构的涡轮变送器,研制了NRTM-核反应堆用涡轮流量计。该流量计具有阻力小、寿命长,叶轮正常工作和卡死不转时阻力系数基本相等等特点;同时采用频谱分析方法处理涡轮变送器的流量信号,具有杭干扰能力强、测量可靠和精度高等优点。运用NRTM型流量计,在反应堆内连续运行3个冬季供暖期间,测定了5MW低温供热堆堆芯燃料元件盒冷却剂的流量,为核供热堆物理和热工设计提供了第一批运行数据。

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  • 在流化床中硝酸铀酰脱硝-还原制备二氧化铀的试生产

    任凤仪,芦兴臣,刘学贵

    浓缩的硝酸铀酰溶液在流化床中脱硝和还原(简称为"一步法")生产二氧化铀,是我国试验研究成功的一项新工艺。论述了硝酸铀酰脱硝还原的基本原理、工艺过程、主体设备,给出了试验结果和结论。该方法具有工艺流程短、设备少、运行费用低、放射性废液量少等优点。试验结果:铀收率为99.96%,铀的转化率为93.5%。

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  • 高温D-~3He等离子体聚变产物的即时能谱展宽计算

    彭利林,邓柏权

    从动量守恒和能量守恒关系式出发,通过反应前后坐标系之间的转换,利用S.Perkins计算反应粒子带入反应的平均能量的方法,引入一个等效动力学温度,得到的质子和α粒子即时能谱最大展宽与G.Lehner用其它方法算得的即时能谱半宽度合理地接近。结果对开端位形的高能带电粒子直接能量收集器设计有参考价值。

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  • 在聚变堆中嬗变~(237)Np的研究

    冯开明,黄锦华

    研究了在聚变堆中嬗变长寿命的锕系元素 ̄(237)Np,以及转换 ̄(237)Np成为可裂变燃料 ̄(239)pu的物理可行性。探讨了在嬗变包层中 ̄(237)Np的浓度、 ̄(239)pu的中于增殖率、中子壁负载的变化以及嬗变区厚度与 ̄(237)Np嬗变率的关系。给出的研究计算结果表明,在1个聚变功率为200MW,中子壁负载为1.0MW/m2的聚变堆包层中,实现年嬗变 ̄(237)Np约3.5t,年平均产钚量约20kg是可行的。

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  • 螺旋管束流体弹性不稳定

    薄涵亮,马昌文,佟允宪,姚梅生

    螺旋管式蒸汽发生器由于其结构、换热性能等方面的优点在快堆和高温气冷堆中被广泛采用。本文在螺旋管束流动诱发振动实验研究的基础上,根据所获得的螺旋管束在横向气流冲刷下的实验数据,和美国阿贡实验室S.S.Chen在横向水流冲刷下的实验数据,建立了螺旋管束流体弹性不稳定的半经验模型和可供实际应用的设计准则。

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  • 堆内热中子测量数据处理的精确化

    李兆桓

    堆内热中子谱分布不是完全的Maxwell谱,而是上端截去的,这引起了热中子测量数据处理的精确化问题。本文介绍缝合能E_c对中予通量谱参数的依赖关系,并引入截上端热中子反应率修正因子F_m,截上端热中子通量修正因子F'_m。和截上端自屏因于C'_(th)。给了它们的图表曲线,供精确处理堆内热中子测量数据之用。

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  • Purex过程中镎的行为与控制

    林漳基

    镎在Purex过程中行为复杂,分离困难,是核燃料后处理中的主要问题之一。本文综述Purex过程中镎的行为与控制之研究进展。

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  • 高梯度加速管的设计

    孙官清,刘仲阳,郑思孝,杨兴富,王培录,姜景云,廖小东

    叙述了双间隙高梯度加速管的设计,介绍了加速管的主要部件的作用和结构,井扼要说明和讨论了加速管的试验结果。

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  • 燃料元件破损监测裂变气体法的理论计算

    罗才盛,黄逸达

    及时发现燃料元件包壳破损,与核安全有着密切的关系。结合裂变气体分离沉降装置和片型静电沉降器进行理论公式的推导和计算,并将理论计算与试验结果进行的比较。试验是在49-2反应堆元件破损监测小回路上进行的。由于裂变气体子代产物β衰变的计数率不但与试验小元件、反应堆运行参数、探测仪表的特性有关,而且与试验回路的特性和运行参数有着密切的关系。因此,该计算对建立新的试验回路,对设计新型的静电沉降器和对从事于反应堆元件破损监测的科技人员都有一定的参考价值。

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  • 加速器束流非线性传输的逆变换

    谢羲,夏佳文

    基于文献[1],推导出普遍的非线性微分方程任意阶解的逆变换,从而在理论上实现了非线性动力学系统相空间的非线性传输。这个方法适于普遍的非线性动力学各个学科,加速器束流传输就是一个突出实例。

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  • 不同组分的三烷基氧膦(TRPO)萃取剂的性能研究

    焦荣洲,杨大助,张维博

    不同组分的三烷基氧膦(TRPO)萃取剂的性能研究焦荣洲,杨大助,张维博(清华大学核能技术设计研究院)关键词萃取,三烷基(混合)氧膦,高放废液1引言处理核反应堆乏元件产生的高放废液中所含长寿命的α核素对人类的潜在危害很大,世界各国科学家近年来都在努力探...

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  • 两相临界流的两流体不平衡模型研究

    徐进良,陈听宽

    研究的两流体不平衡模型,用来计算初始滞止状态为饱和或过冷流体通过通道的临界流量,模型中既考虑了两相之间的动力学不平衡,也考虑了相间热力学不平衡──温度差异。引入汽泡运动弛豫时间方程,结合两相质量守恒方程,动量守恒方程组成五方程模型。通过解汽泡在无限大介质中边界层非稳态导热问题,获得界面热负荷,井利用两相混合物能量方程,获得液相过热度,从而计算出蒸发速率。引用合适的经验关系式,计算界面摩擦切应力,壁面摩擦切应力。提出厂圆弧入口和直段入口两类边界条件的处理方法,设置异质汽核密度为可调参数,当其值取为2.5×l011时,在较阔的压力范围内,对不同的长径比L/D,预测结果和实验值符合较好。

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  • 直通道磁元件磁场测量

    何锐荣,周景兮,杨银珠

    为使重离子束从注入器(SFC)不经主加速器(SSC)直接传输到实验终端。最近在兰州重离子研究装置(HIRFL)上新建了直通管道系统。在该系统中有3台偏转磁铁和3台四极透镜。本文叙述了它们的测磁内容和方法,给出了激磁曲线、径向和轴向场分布、磁场梯度、等效长度等结果。结果表明:全部符合原设计要求,并有一定的余量。

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