• 30万居里~(60)Co源贮存井多重屏蔽的最优化计算

    李星洪,陈俊珍,孙建永

    介绍了用Broder公式表示累积因子,对γ线源进行多重屏蔽的最优化计算方法。计算了用30根每根为1×10 ̄4Ci的 ̄(60)Co线源构成的矩形栅板源,在贮源井内,依次经水、铅和混凝土屏蔽时,井盖和井壁在给定条件下的最优化铅屏蔽层厚度,并给出了源贮存井的最优化构型。在最优化的屏蔽条件下,贮存井上方任何位置的剂量当量率将低于3.14×10 ̄(-3)mSv/h,在主井的每次检修期内,工作人员实际的受照剂量当量将不会超过0.07mSv。

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  • 一个高效核反应堆热工水力分析方法

    王少平,蒋莉,沈孟育

    提供了一个高效率的核反应堆堆芯热工水力分析方法。以子通道概念为基础,给出了描述堆芯流体流动与传热特性的数学模型和控制方程。文中采用了两相流的滑移流模型,并考虑了过冷沸腾的影响。引入若干补充关系式,用以确定空泡份额、湍流掺混、阻力系数及热力学参数等的大小,与广泛应用的COBRA系列程序不同,本文求解的是压力梯度方程而不是关于速度的方程,大大提高了数值求解的稳定性和计算收敛速度。初步的数值结果与实验结果的比较表明。本文提供的方法和程序是令人满意的。

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  • 蒸汽发生器二次侧清洁度的视频检查

    周寿康,丁训慎

    立式平管板U形管束的压水堆核电站蒸汽发生器安装至瞬变工况期间,管板上表面的铁基金属残余物的堆积和外来物的存在,以及商业运行后管板、传热管、管子支撑板等的低流速区域里沉积物的堆积要求进行蒸汽发生器的清洁度检查。介绍了蒸汽发生器二次侧清洁度的视频检查技术。该技术适用于蒸汽发生器安装至瞬变工况和投入商业运行后可能发生污染的各阶段的清洁度检查。

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  • 我国核供热堆的设计特性和安全概念

    郑文祥,王大中

    根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标,我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术,其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等,从而使其达到更高的安全标准,同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果,以验证核供热堆的安全特性。

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  • 梯度相关法测量流体速度与流量的理论及应用研究

    宿成基,陆志明,丁洪河,龚世璋

    介绍了一种用于测量流体速度与流量的新型测试技术-梯度相关法。通过对非接触式流体测量模型的进一步探讨,提出了新的传感器设置与信号处理方法,使得利用相关法直接测量流体的平均流速成为可能。气-固两相流的实验结果证明了上述理论与实际相符。

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  • 钍在轻水堆中利用的研究

    邬国伟,楼运豪

    对钍-232在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便,以秦山核电厂反应堆参数为基础,只改变堆芯燃料组分,在可裂变材料总量不变的条件下,对不同钍-232装量进行了多方案研究。结果表明,由于钍-232吸收中子后的主要转换产物是铀-233,它在热堆中的η值比铀-235和钚-239的高,因此在同样初始过剩反应性情况下,随着钍-232装量的增大,燃耗的加深,堆内易裂变材料总生成量也随之增大,转换比提高,从而使堆芯寿期延长,节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出,在所研究的参数条件下以钍-铀重量比0.25为佳。

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  • 模拟裂变产物腐蚀对国产不锈钢包壳管室温爆破性能的影响

    许咏丽,李军刚,王家英

    未经腐蚀的国产不锈钢包壳管与在两种不同氧势下经模拟裂变产物腐蚀后的包壳管相比,其室温爆破强度和周向延伸率有明显变化。由于氧势对包壳管腐蚀深度影响显著,从而也明显影响包壳管的爆破强度和周向延伸率。爆破口的微观形貌分析进一步显示了裂变产物腐蚀对包壳管力学性能的影响。试验方法对结果的影响也作了初步探讨。

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  • 氢在石墨中的溶解扩散及渗透过程研究

    陆梓,周岚,刘兴钊,杜家驹,黄秋荣,邓柏权,黄锦华

    通过对在不同氢气氛下预先气相充氢的石墨试样出氢规律的研究,得到氢在石墨中的溶解扩散及渗透过程的热力学参数如下:D=5.77×10 ̄(-8)exp(-18000/RT)S=2.2×10 ̄(-9)exp(-5500/RT)φ=1.3×10 ̄(-16)exp(-23500/RT)其中D为扩散系数,单位m ̄2·s ̄(-1);S为溶解度,单位;φ=D·S,为渗透率,单位m ̄2·s ̄(-1)·Pa;T为温度(K);R=8.31为气体普适常数。

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  • 核动力装置蒸汽发生器数值模拟计算

    秋穗正,郭玉君,张金玲,苏光辉,喻真烷,贾斗南

    建立了一个合理完善的核动力装置蒸汽发生器动态特性分析数学模型,并运用Gear方法对此模型求解。研制了用于核动力装置蒸汽发生器稳定运行及扰动和事故工况下动态数值模拟的安全分析程序。运用此程序对秦山核电厂蒸汽发生器失去给水的事故进行了计算,所得结果与大型程序RELAP-5计算结果符合较好,并对蒸汽发生器几种不同扰动序列的计算结果进行了理论分析。

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  • 美国放射性废物最终处置政策及技术路线

    黄齐陶,赵永康

    反应堆安全和核废物安全处置被认为是影响今后核能事业发展的两大障碍。自1980年以来,美国颁布了3个关于核废物处置的政策法令,对放射性废物的安全处置的要求及责任做出了明确规定。文章介绍了美国放射性废物处置的政策、技术路线及现状。对乏燃料及高放废物的处置,美国采取了比较慎重的态度,进行了各种方案的比较,虽然已有基本轮廓,但仍在探索之中。文章还介绍了高放废物处置中存在的一些有争议的重大问题和倾向性意见。

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  • 钚的溶剂萃取三循环3A槽的工艺过程实验研究

    焦荣洲,王建晨,刘秉仁,王素兰

    利用核临界安全的混合澄清槽以铀代钚对钚的溶剂萃取三循环的3A槽的工艺过程进行了实验研究。实验过程中,两相总液面高度小于临界安全高度极限值。经9级萃取和8级洗涤使铀(钚)与裂变产物进一步分离,得到了钠、酸的各级分布,铀(钚)收率可达99.9%。萃取段槽的级效率为95%。

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  • 非线性束流传输系统五阶传输映射

    刘纯亮,屈秀文

    利用Baker-Campbell-Hausdorff公式和传输映射的李变换因式分解定理,获得非线性束流传输系统五阶传输映射计算公式。

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  • 用等δ换算对压力容器部件进行缺陷评定

    邹广平,张正国,欧贵宝,何蕴增,潘信吉

    用等δ换算对压力容器部件进行缺陷评定邹广平,张正国,欧贵宝,何蕴增,潘信吉(哈尔滨工程大学)关键词等δ换算,等K换算,压力容器,缺陷评定1引言近年来,评价带有缺陷(裂纹)压力容器及管道结构部件的可靠性是一个重要问题。虽然已有几种对压力容器进行评定的规...

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