• 高放废物的嬗变处置与不产生长寿命高放废物的先进核能系统

    高放废物的嬗变处置与不产生长寿命高放废物的先进核能系统李寿(中国原子能科学研究院)5各种装置的嬗变能力利用裂变堆、聚变堆、散裂源次临界装置嬗变长寿命核废物已有许多评价研究、中子学计算和实验、以及各种焚烧炉的概念设计。虽都还处于研究阶段,但对各种装置...

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  • 锕系元素促排螯合剂的进展与展望

    沈浪涛,朱道宏

    回顾了促排动物体内锕系元素螯合剂的发展历程,介绍了新型锕系元素螯合剂的研究进展,并且对锕系元素螯合促排剂发展前景作了预测。指出:目前,锕系元素特效螯合剂和广谱螯合剂不可能完全相互取代,只能各自发展。锕系元素配位化学和生物化学的基础研究对于新型锕系元素特效螯合剂的设计至关重要

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  • RELAP5/MOD2冷凝回流传热关系式分析

    杨鲁伟,陈听宽,胡志宏,徐进良

    RELAP5/MOD2冷凝回流传热关系式分析杨鲁伟陈听宽胡志宏徐进良(西安交通大学多相流国家重点实验室)关键词冷凝回流逆流流动极限层流冷凝紊流冷凝1前言RELAP5系列程序是美国爱达荷国家工程实验所(INEL)发展起来的程序系列,主要用于核电厂系统在...

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  • 镎铀共存有机体系的光化学研究

    孟庆英,刘冰

    镎铀共存有机体系的光化学研究孟庆英刘冰(天津大学分析中心)关键词镎铀有机体系光化还原1引言Np、U的化学行为有许多相似之处,这给提纯和分离带来了困难;然而,在价态稳定性、氧化还原能力、络合物化学和萃取行为等方面又有明显的差异,这给提取回收提供了方便...

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  • 国际原子能机构加强放射性废物的安全管理

    罗上庚

    国际原子能机构加强放射性废物的安全管理核科学技术的发展导致核电大规模发展及放射性同位素和核技术在医学、工业、农业和科研教育中的广泛应用。这些实践也产生了不少放射性废物。应该说,放射性废物的管理从来比任何其它废物更受到重视。特别是今天,提倡安全文化,要...

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  • 关于无限棒束间流动和传热特性的数值研究

    蒋莉,沈孟育

    应用非线性kε湍流模式,采用非正交曲线坐标系下求解三维NS方程的非交错网格有限体积方法,数值模拟了充分发展条件下,三角形排列无限棒束间通道内,不同的几何参数(P/D),雷诺数(Re)下的流动和传热问题。给出了不同参数下的速度和温度分布以及湍流二次流动,分析了几何参数、雷诺数及二次流对棒束内流动和传热特性的影响,得到了不同参数下通道的摩擦系数和Nuselt数,并与经验关系式作了比较

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  • 核设备中体积型缺陷工程评定方法的研究

    张英,罗学富,陆明万

    采用基于突然损伤模型的有限元分析,研究了体积型缺陷的工程评定方法,提出将体积型缺陷简化为平面缺陷,并采用常用规范对简化后的平面缺陷进行工程评定的方法,还研究了共面平面缺陷的复合及自由表面对缺陷的影响,计算结果表明,该方法是安全的,可用于缺陷的工程评定

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  • 吸氧材料对快堆元件包壳内壁腐蚀的抑制作用

    许咏丽,龙斌,李军刚

    根据快堆燃料/包壳化学相互作用(FCCI)的机理,选用Cr、Zr、Nb粉末(分析纯)分别作为抑制内壁腐蚀的吸氧材料添加到包壳管试样内,进行FCCI堆外模拟试验,并与不加吸氧材料的包壳管内壁腐蚀相互比较,以腐蚀形貌、腐蚀深度、模拟裂变产物对包壳管的渗透以及包壳管组分元素分布等方面的相对变化,观测和评述了所加吸氧材料在抑制包壳管内壁腐蚀中的作用。结果表明,所选吸氧材料对包壳管内壁腐蚀均有明显的抑制作用,其抑制效率大小的次序为Nb>Zr>Cr

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  • 放射性废物处理系统的最优化计算

    吴华武,来月英

    分别用单目标和多目标最优化方法对放射性废物处理系统的结构参数和工艺参数进行了优化计算。计算结果表明,采用不同评价(目标)函数的多目标运算,将得到不同的有效解,欲从这些有效解中挑出最优解,必须由决策者根据工艺要求做出判断。计算结果还表明,无论选用哪种形式的多目标评价函数,其优化计算结果都明显胜过单目标优化的计算结果

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  • 中草药的辐解

    吴季兰,张旭家,何永克,袁荣尧

    中药是我国的传统药物。一些中药也很易滋生细菌,ETO消毒法因有残毒而不能应用于中药消毒。蒸汽消毒易使挥发性成分损失。γ射线冷消毒是一种很好的消毒方法,但需注意是否会导致有害成分的生成及药效成分的变化。中药主要成分辐射化学的研究有3个目的:(1)为药理和毒性试验作筛选。(2)模式体系研究能确定和推测新的化合物的形成,对预测药物辐照后的药理与毒理变化起重要作用。(3)寻找抑制药物分解的途径。介绍中国开展中草药主要成分辐解研究的成果

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  • 人工智能化学诊断技术在核电厂的应用

    陈美珍

    人工智能化学诊断技术通过水化学数据的采集和处理,诊断监测仪表和设备在运行中的故障,有助于减少由于蒸汽发生器传热管腐蚀破损和其他原因引起的核电厂停堆时间

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  • 包覆燃料颗粒包覆层性能测试方法

    李恩德,唐春和,张纯,迟伟忠,张冬梅

    高温气冷堆包覆燃料颗粒,是由UO2燃料核芯和在它上包覆热解碳和SiC层材料构成。为测量这些微小颗粒包覆层材料的性能,专门研究了一些测试方法和专用仪器。本文简要地介绍了这些测试方法和测量精度

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  • 一体化反应堆蒸汽发生器内两相流密度波型脉动的预报模型

    荆建刚,陈听宽,周云龙

    一体化反应堆由于其固有优越的安全性和广泛用途,受到许多国家的重视。解决两相流脉动问题是发展一体化反应堆的关键技术之一。本文利用两相流动的变密度模型,建立了一体化反应堆蒸汽发生器并联管内高压汽水两相流密度波型脉动的控制方程,运用小扰动线性化方法及拉普拉斯变换和自动控制理论的稳定性判据,提出了系统发生密度波型脉动的预报模型。利用模型,计算了系统发生脉动的界限热流密度,并分析了有关参数对脉动界限的影响,结果与试验符合较好,可用于实际蒸汽发生器的设计

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  • 核电厂乏燃料贮存中燃耗效应的反应性余量研究

    薛小刚,沈雷生,阮可强

    以秦山、大亚湾核电厂乏燃料贮存水池为模型,研究了燃料组件燃耗后,裂变产物积累所产生的中子附加吸收及燃料中易裂变材料的消耗对反应性的影响。

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  • 大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全

    骆邦其

    大破口失水事故时,安注系统由冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环形通道经破口流入安全壳,只有少量的冷却剂流入堆芯。如果把安注系统同时安装在冷段和热段同时进行安注,从热段注入的冷却剂带走了上腔室和堆芯内的较多热量而降低了上腔室内的压力,使冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。同时,从热段注入的部分冷却剂在上腔室内撞击在导向管上后,沿着导向管流入堆芯,堆芯得到的冷却剂比单一冷段安注时得到的冷却剂要多,堆芯会更安全

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