• 锕系核素的人造岩石固化

    朱鑫璋,罗上庚,汪德熙

    介绍了锕系核素人造岩石固化的基本原理,概述了钙钛锆石的晶体结构和主要性质以及锕系核素和稀土类似物在其中的固溶情况,讨论了富钙钛锆石型人造岩石固化锕系核素的配方设计。表明用此方法包容高放废液中锕系核素具有良好的前景。

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  • 紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

    吴宜灿,邱励俭,孔明辉,黄群英

    采用通用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP/38计算低环径比Tokamak(紧凑环或球形环)聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布,并与常规Tokamak堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明,在中子壁负荷归一化为1MW/m2时,与常规Tokamak相比,在低环径比Tokamak堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Tokamak堆第一壁上的峰值高,而且低于低环径比Tokamak堆整个第一壁上的平均值,而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Tokamak堆第一壁上的核热沉积峰值,但对较高中子壁负荷情况,中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。

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  • 低放射性Fe-Cr-Mn(W、V)奥氏体钢抗辐照损伤特性研究

    胡本芙,高桥平七郎

    电子束辐照结果表明:添加大尺寸溶质原子W、V的FeCrMn合金,由于形成大量微细碳化物,使得合金基体中尾闾数目增加,能有效降低合金基体中点缺陷过饱和浓度,减少空洞肿胀。同时有利于形成高密度位错环,减少它们相互间的间距,缩短点缺陷向尾闾移动扩散的平均自由程,导致点缺陷捕获溶质原子的机会减少,进而抑制辐照诱起晶界偏析,提高合金抗辐照性能

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  • 快中子反应堆的FCCI分析与预测

    许咏丽,张其欣,龙斌,李军刚

    根据快堆裂变产物行为的动力学模型和燃料元件包壳氧化腐蚀的机理,选取燃料初始O/M比、燃耗和包壳内壁温度作为自变量,以6个国家的堆内试验参数和82个FCCI测量值为样品数据,用神经网络扩展δ算法拟合出这些变量与FCCI深度值间的非线性映射关系式。以该方法计算的FCCI深度和相应的堆内FCCI测量值作对比,得出计算值与测量值的相符率、计算值的均方差及其置信度,明显优于现有FCCI经验方程。用该方法分析预测了CEFR设计参数下的FCCI深度。

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  • 强流质子回旋加速器及生产中、短寿命放射性同位素装置

    孙祖训,张兴治,樊明武,李振国,李大康,陈荣范,周正和,张天爵,赵贵植,罗丙坤,赵振鲁,余调琴,王翌善,焦传荣,梁成虎

    描述了“强流质子回旋加速器及生产中、短寿命放射性同位素装置”的概况、基本原理、设计、束流调整及同位素化学分离的工艺流程和实验结果。

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  • 激光有一定带宽时的光电离

    谢世亮,王德武,应纯同

    研究了激光有一定带宽情况下的光电离。首先推导了三步光电离的公式,然后从含有激光带宽的方程组出发,计算了不同情况下的电离几率对于激光带宽的依赖关系,以计算结果分析了激光带宽的选取原则。

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  • 竖直圆管下降流过渡沸腾传热实验研究

    黄彦平,肖泽军,陈炳德,赵华

    采用热块骤冷实验技术、非稳态一维数值分析方法和多元回归分析技术对竖直圆形元件管内下降流过渡沸腾传热特性进行了研究,建立了一组以CHF点和最小膜态沸腾点(MIN)为基础的过渡沸腾传热特性两点模型,和可以反映压力、流量和入口过冷度对过渡沸腾曲线影响的多变量数据分析模型。采用一维非稳态数值分析方法建立热块及试验管的精细温场分布,推导管内壁温度和热流密度,采用本文的模型和多元回归分析技术整理实验数据,得到一组过渡沸腾传热特性的半经验关系式,其适用于:G=70-2256kg/m2·s;P=0.3-16MPa;ΔTsub=6℃-75℃;预测结果与实验数据吻合较好。对主要流动参数对过渡沸腾传热特性的影响作了趋势分析和机理浅析。

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  • 倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较

    高璞珍,庞凤阁,刘殊一,彭敏俊

    倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较高璞珍庞凤阁刘殊一彭敏俊(哈尔滨工程大学)(哈尔滨第703研究所)关键词倾斜一回路强迫循环自然循环1引言所研究的强迫循环和自然循环是针对核船压水堆(PWR)一回路系统的。核动力舰船在海洋条件下航行,由于海浪作用会...

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  • 核电厂严重事故下的传质传热的研究

    杨志林,金竹南

    核电厂严重事故下的传质传热的研究杨志林徐济均金金竹南(上海交通大学)关键词核电站堆芯压力壳熔化物1引言核电厂的严重事故在八十年代就引起人们的高度重视,特别是近几年来,随着对核电厂安全提出了更高及更新的要求。根据核电厂严重事故的发展和其物理过程的特征,...

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  • 新缺中子同位素~(235)Am的分离和鉴别

    杨维凡,郭俊盛,牟万统,甘再国,方克明,石立军,刘洪业,郭天瑞,沈水法,袁双贵,张学谦,秦芝,马瑞昌,钟纪泉,王书鸿,孔登明,乔际民

    新缺中子同位素235Am的分离和鉴别杨维凡郭俊盛牟万统甘再国方克明石立军刘洪业郭天瑞沈水法袁双贵张学谦秦芝马瑞昌钟纪泉(中国科学院近代物理研究所)王书鸿孔登明乔际民(中国科学院高能物理研究所)关键词缺中子同位素反冲传输装置化学分离半衰期1952年美...

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  • 直管式直流蒸汽发生器的热工水力特性分析与计算

    解衡,张金玲,贾斗南,秋穗正,喻真烷,苏光辉,郭玉君

    采用可移动边界差分法对流体的基本守恒方程进行差分,将流体各参数及节点的位置转化为时间的函数,通过设定各传热区间边界点的特征,求出各传热区的长度及边界点。选用了合适的传热关系式,编制了直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性分析计算程序MOFS,对B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置进行稳态计算,与实验数据取得了很好的一致,与TRACPF1等计算程序的计算结果符合也很好。

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  • 压水堆上腔室芯部结构改进的流场研究

    于平安,沈秀中,杨冠岳

    为了缓解对控制棒导向筒的横向水力载荷,确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插,结合服役中控制棒导向筒的结构,对上腔室芯部作了如下2种情况的改进:1对原PWR靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒组件(对称的4组:0226,0325,1129,1228)加设了保护套。2改用33组控制棒导向筒组件的芯部,且对全部33组控制棒导向筒组件分别加设保护套。在相同实验条件下,对以上2种改进情况的实验结果与原上腔室的实验结果作了比较分析,得到了这2种改进结构均能缓解流场对控制棒导向筒的水力载荷作用的结论。

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  • 核动力汽轮机分离级研究

    张志俭,于瑞侠

    研究了分离级的方案,分析了其分离效率、损失和工程可行性,结论认为:分离级有较高的分离效率,可代替外置式汽水分离器实现船用机组的单缸设计,其结构简单、造价低、运行可靠。

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  • 在轻水堆上用模拟机落棒法测量反应性时一种消除空间效应的方法

    陈雄月

    推出一种以实验为基础,引入理论计算空间通量畸变因子K的修正公式来消除模拟机落棒法测量反应性空间效应的方法。用两个实例验证了该方法的效果;与脉冲中子源法结果作了比较,符合很好。该修正公式用微机输入参数作在线运算,将使落棒法在保持原有优点的前提下获得满足工程需要的精度。还列举两种典型的K因子平面分布图来说明其分布的规律,指出寻找到K在08至12之间区域内放置探测器,可得到一次落棒小于±3%的实测精度,而不需作任何修正。

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  • 微型反应堆设计、运行经验总结

    郭诚湛,胡志绮

    微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验,集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾,即既要使建在人口稠密地区的微堆,确保其安全,不会发生任何的核事故,又要在有限大小的铍环反射层内,选择合适的氢原子和铀235原子比例的栅元,使设置在铍环反射层中的辐照孔道内,由较低的堆功率获得较高的中子通量密度,尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短,经过1-2年就换料。然而微堆的炉寿期有20-30年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性,而是核燃料元件包壳的腐蚀速率,如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题

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