• 叠层板状元件的动力特性测量与分析

    陈俊杰,郭长青,邹长川

    对核反应堆中叠层板状元件动力特性的测量与分析进行了探讨,提出一种新的动态测试方法──电磁法及将该元件结构视为多层平行梁与整体单梁的对接问题的动力特性分析方法,对于模态固有频率的理论分析。计算与实验测试结果表明二者吻合很好。

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  • 纵向高斯型密度分布下电荷束团的自场能与发射度增长

    黄志斌,陈银宝,傅世年

    在直线加速器中纵向高斯型密度分布的假定下,推得了纵向高斯型密度分布与横向密度分布分别为均匀型(K-V)、水袋型(WB)、抛物线型(PA)和高斯型(GA)相组合情况下的非均匀密度分布的自场能公式及相应的束流发射度增长;并且通过数值计算,给出了束团自场能及发射度随加速器和束团参数变化的图表。

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  • 非均匀扇形磁场三阶象差系数计算机辅助推导

    宋志棠,刘纯亮,夏慧琴

    利用计算机推导出非均匀扇形磁场所有三阶象差系数具体解析表达式,所用软件包是用人工智能语言ArityProlog编制。所得结果可直接应用于高性能扇形磁场分析器和偏转器的工程设计和计算。

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  • 中国评价核数据库第二版(CENDL-2)

    蔡敦九,梁祺昌,刘廷进,周德邻,张竞上,苏宗涤,于保生,赵志祥,申庆彪,庄友祥,袁汉,储连元,王书暖,刘桂生,王耀清

    中国评价核数据库第二版(CENDL-2),包含从H到中的54个重要核的全套评价中子核数据,中子能区为10-520MeV。它是在CENDL-1基础上,进行更新评价、扩展能区、扩充核素和数据种类;按国际标准格式建立计算机化核数据库;改进和发展理论计算、评价处理的有关方法和技术,研制配套相应的计算程序和基准检验程序系统;评价分析和理论计算细致,部分核的评价有自己的特色,较国际上先进的评价核数据库有所改进,有些评价数据还被这些先进库所采用。国际原子能机构已把CENDL-2作为国际上最先进的5个主要评价核数据库之一向世界各国发行,提供使用。

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  • 复杂管路中的淹没问题研究

    阎昌琪,孙中宁,黄渭堂

    复杂管路中的淹没问题研究阎昌琪,孙中宁,黄渭堂(哈尔滨工程大学动力工程系)关键词两相流,淹没,倾斜管,水平管1前言在反应堆主回路系统出现小破口事故情况下,堆芯冷却剂减少,系统压力迅速降低,这时堆芯因剩余释热形成的蒸汽通过回路的热段进入蒸汽发生器,与蒸...

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  • 应用三维节块法程序计算动态参数

    李泽华

    应用三维节块法程序计算动态参数李泽华(中国原子能科学研究院)关键词动态参数,缓发中子,中子每代时间,快堆物理计算1前言缓发中子的有效份额β和中子每代时间在反应堆的瞬态特性分析中是十分重要的参数。在三维六角形节块法程序[1]中增加了基于一阶微扰理论计算...

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  • HR-1型奥氏体不锈钢镀Cr_2O_3及TiN膜复合材料的气相氢渗透研究

    刘兴钊,黄秋荣,杜家驹,李言荣

    HR-1型奥氏体不锈钢镀Cr_2O_3及TiN膜复合材料的气相氢渗透研究刘兴钊,黄秋荣,杜家驹,李言荣(电子科技大学信息材料工程学院,核工业西南物理研究院,中科院固体物理研究所)关键词氢渗透,抗氢渗透涂层1引言在聚变堆及高温气冷反应堆的设计中,氢同位...

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  • 超铀元素萃取技术──TRPO流程的物性研究

    韩宾兵,吴秋林,曹冬华,宋崇立

    超铀元素萃取技术──TRPO流程的物性研究韩宾兵,吴秋林,曹冬华,宋崇立(清华大学核能技术设计研究院)关键词TRPO-煤油体系,冠醚-正辛醇体系,密度,粘度,表面张力,折射率1前言对核燃料后处理产生的高放废液进行化学预处理的TRPO流程是具有应用前景...

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  • 自然循环流动阻力系统特性研究

    黄彦平,穆全厚,贾斗南

    研究了闭式自然循环实验回路单相流动阻力的系统特性。结果表明:在本文的实验参数范围内,以一维充分发展强迫流动关系式为基础的计算结果与实验结果相比有一定的偏离,这与RFLAP5/MOD2程序对LSTF等装置及DoelPlant的分析结果基本一致。建立了自然循环流动阻力系统特性的归一化分析数学模型对实验数据进行归一化分析,得到了一组新的自然循环系统等效摩擦阻力系数的经验关系式。本文较大地拓宽了该基础研究领域的实验数据范围,从系统的角度确证了自然循环与强制流动存在的差别并分析其机理成因,结论可供先进反应堆的研究和设计参考。

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  • 汽液两相临界流动的热力学非平衡两流体模型

    宋纪元,陈听宽

    提出了热力学非平衡两流体临界流六方程模型,并对汽泡增长方程,流体状态方程和基本结构关系式进行了改进。利用本模型成功地预测了本试验中的实验结果,并利用前人的实验数据验证了其通用性。此外还利用本模型分析了在临界流动中各参数的变化及破口通道长径比、破口通道直径,起始汽泡密度和汽泡直径对两相临界质量流速的影响。

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  • 激光惯性约束核聚变(ICF)最新进展简述

    王昌

    对国际上及我国在激光聚变研究方面的最近进展做了简要评论。对于激光聚变的一些主要装置,如美国国家点火装置,罗彻斯特大学的Omega装置及美国海军实验室的NIKE装置,以及在这些装置上所开展的研究工作做了简短的分析。

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  • K-FIX程序的改进及其在高温气冷堆自然对流计算中的应用

    臧希年,赵海华

    用瞬态有限差分解法计算了氦冷高温气冷堆自然对流问题。分析中采用点松驰方法迭代求解非线性的有限差分方程组,给定边界的温度和计算的几何即可求得速度场和温度场。本文以国际原子能机构(IAEA)关于“高温气冷反应堆系统在事故工况下的热传输和余热导出”问题的合作研究计划(CoordinatedResearchProgram简称CRP)的基准试验的部分数据为基础,计算了压力容器内氦气自然对流流场和压力容器外腔室内空气自然对流流场,并与美国Bechtel实验室的计算结果作了比较,结果是合理的。

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  • TRAC-PF1程序简介及其移植

    严育华,高祖瑛,高承,李金才

    TRAC-PF1程序是压水堆系统安全分析的最佳估算程序[1]。它采用两流体模型处理两相流动,是目前核反应堆系统分析软件中模型比较完善、简化较少的少数软件之一。为了充分利用国外这一先进的系统软件和国内现有的计算设备,将从美国引进的IBM版TRAC-PF1程序经修改移植到了CDCNOS/VE系统及SUN工作站上,对不同机器在FORTRAN语言及汇编语言上的差别进行了修改。对随程序带来的所有标准例题进行了校核计算,结果表明移植是成功的。

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  • 反应堆节块计算中一种数值求解边界反照率的方法

    谢仲生,成红武,梁薇

    提出一种数值近似求解反照率的计算方法。在节块扩散计算中,用该方法求得的反照率边界条件,替代压水堆中的反射层。该方法数学模型简单,且能够处理各种几何边界条件,包括“L”型和“”型拐角。一些基准题的数值结果表明,以新的边界条件进行的堆芯功率和临界计算所得结果与精确表示反射层的节块计算结果符合良好。

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  • 质子和γ射线辐照对Bi-系超导体零电阻温度的影响

    赵新杰,郁金南,王玉珠,陈伊轫,张崇海

    20MeV质子辐照固态反应法和硝酸盐溶胶凝胶法制备的Bi-系超导体,伴随有核激发的γ及β射线辐照。在线测量的结果表明超导样品的零电阻温度T是增加的,但是随着时间的推移T值逐渐下降。我们测量了超导体的T和γ射线随时间的变化情况。发现T在伴随γ射线辐照下首先增加,而后逐渐下降。这表明γ射线对超导体的T存在两方面的影响,一是激发样品中的载流子,激发态的载流子构成载流子对,其能隙较宽,提高了:二是产生辐照缺陷,破坏超导体的微观结构,降低T质子辐照在超导样品中产生很多缺陷,降低T。

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