- 姜胜耀,吴莘馨,张佑杰,博金海
实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量，蒸汽质量，能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区，饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程，得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布，系统循环流量及流动稳定性都有很大影响，且系统压力越低，过冷沸腾及闪蒸的影响越大；在相当宽的两相流动条件下，加热段中只发生过冷沸腾；揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。
1999年02期 [查看摘要][在线阅读][下载 181k] [下载次数：300 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：1 ] - 何建玉,章泽甫
从热力学和动力学方面探讨了乏燃料溶解液、共去污溶剂萃取、铀钚分离中某些重要元素的化学行为。乏燃料溶解时亚硝酸浓度可从开始约３×１０－２ｍｏｌ／Ｌ降至终点时的２×１０－５ｍｏｌ／Ｌ，计算出ＮＯ－３－ＨＮＯ２电对的溶解终点电位为１．１３３伏，表明终点时溶液具有更强的氧化性。由此计算了溶解液中约含３％Ｐｕ（Ⅵ）和４７％Ｎｐ（Ⅵ）。大部分碘将以Ｉ２形式存在，只有当亚硝酸浓度极低的情况下才会生成少量ＩＯ－３。钌将以Ｒｕ（Ⅵ）形式存在，在水相硝酸中几乎不可能把Ｒｕ（Ⅳ）氧化至Ｒｕ（Ⅷ）。在共去污萃取段当ＨＮＯ３为２ｍｏｌ／Ｌ时约有２０％Ｎｐ（Ⅴ）氧化至Ｎｐ（Ⅵ），３ｍｏｌ／ＬＨＮＯ３时将有７０％的Ｎｐ（Ⅴ）氧化至Ｎｐ（Ⅵ）。铀钚分离中当用Ｕ（Ⅳ）作还原剂时，计算了Ｐｕ（Ⅳ）与Ｕ（Ⅳ）反应的浓度平衡常数为１０１９．５，求得的Ｐｕ（Ⅲ）／Ｐｕ（Ⅳ）比至少为４．７×１０８，反应速度计算表明，该反应在４．９分内即达平衡，由此指出除水力学因素外，Ｐｕ（Ⅲ）的少量萃取是铀中除钚的另一制约因素。进入铀钚分离阶段的有机相中的镎为Ｎｐ（Ⅵ），它在Ｕ（Ⅳ）和Ｐｕ（Ⅲ）的作用下很快还原至Ｎｐ（Ⅴ），然后Ｕ（Ⅳ）将把Ｎｐ（Ⅴ）慢还原至Ｎｐ（Ⅳ?
1999年02期 [查看摘要][在线阅读][下载 209k] [下载次数：267 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：13 ] |[阅读次数：1 ] - 曲静原
以概率风险评价的方法，研究了在发生核事故的情况下，撤离措施的必要性及其规模范围对放射性释放源项和剂量干预水平的依赖关系，并研究了在目前轻水堆核电站的事故释放源项下，惰性气体放射性核素释放对撤离措施的决策可能产生的影响。
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在系统压力０．２ＭＰａ－０．６ＭＰａ，进口过冷度５～４０℃，质量流密度４５０～１６００ｋｇ／（ｍ２ｓ）的范围内，研究了当试验段出口质量含汽率１％左右时垂直上升单管内自然循环两相流动不稳定现象，得到了系统发生密度波型脉动的曲线，并分析了脉动产生的机理。应用微分方程无因次分析方法导出了描述系统极限状态下各参数相互关系的极限状态方程式，由实验数据拟合得出系统发生不稳定界限的经验关系式。
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基于中子积分输运理论，应用综合界面流和碰撞几率技巧的块方法，导出了处理三区非均匀栅元结构的二维（Ｘ－Ｙ）几何多群中子输运问题的数值模型。即对于由若干栅元组成的按Ｘ－Ｙ几何排列的堆芯结构，对每一类栅元剖分为圆柱形元件（如燃料棒、控制棒、可燃毒物棒等）、包壳和慢化剂三个均匀区，用碰撞几率（ＣＰ或ＰＩＪ）方法计算各区的中子通量分布；对于相邻栅元用ＤＰ１近似的中子流来耦合；因此，块方法具有精度高、速度快、能灵活处理各种几何问题的优点，是目前动力堆组件计算最有前途的方法之一。基于块方法基本理论，发展了三区栅元模型，导出了计算方法，编制了ＦＯＲＴＲＡＮ计算机程序。为验证其精度和适用性，对两个例题进行了计算，并与其它程序的计算结果进行了比较，证明功率分布和本征值均符合较好。
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建立了起伏影响核动力装置一回路自然循环能力的数学模型。计算比较了起伏对强制循环和自然循环的不同影响。结果表明：起伏对强制循环下一回路冷却剂的流量和反应堆输出功率的影响较小，而对自然循环能力的影响很大。
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热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故，该事故喷放阶段结束后，在气体扩散和浮升力的作用下，堆舱中的空气通过破口进入堆芯，并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流，从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况，本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理，然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明，即使在该极限事故下，ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。
1999年02期 [查看摘要][在线阅读][下载 86k] [下载次数：197 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：1 ] - 张金玲,郭玉君,苏光辉,秋穗正,贾斗南,喻真烷
给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。
1999年02期 [查看摘要][在线阅读][下载 71k] [下载次数：397 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：1 ] - 胡康燕,唐天同
将电子光学正则像差的李代数理论应用到复合磁聚焦－偏转系统。运用这一新型代数工具，同时利用计算机代数的符号推导功能，推导出了复合系统的高斯光学性质和在任意观察平面的全部三级正则位置像差和正则动量像差。结果完整且形式简洁，与传统的逐次近似像差理论一致。李代数方法对于高性能扫描探针系统的设计与研究提供了一种新型有效的理论工具。
1999年02期 [查看摘要][在线阅读][下载 169k] [下载次数：47 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 朱鑫璋,罗上庚,汤宝龙,汪德熙
１引言高放废物（ＨＬＷ）固化后深地质处置已广为接受，但地质处置库的技术要求苛刻，选址困难，建造和运行费用昂贵。近年来，各有关国家积极开展高放废物分离研究，即将其中的释热核素（９０Ｓｒ，１３７Ｃｓ）和长寿命、高生物毒性的锕系核素（Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ，...
1999年02期 [查看摘要][在线阅读][下载 85k] [下载次数：238 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：40 ] |[阅读次数：1 ] - 陈炳德
１前言ＢＥＴＨＳＹ整体效应试验装置（图１）是一座用于ＰＷＲ核电站热工水力安全研究的大型试验装置，由ＣＥＡ、ＥＤＦ和Ｆｒａｍａｔｏｎｅ３家共同投资，建于法国Ｇｒｅｎｏｂｌｅ核研究中心的ＢＥＴＨＳＹ实验室。作者９０年代初曾在该室进修了一年，有幸参加了试验...
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测定了再结晶状态锆－４合金反复弯曲高周疲劳寿命曲线，得出其疲劳极限约为２５０ＭＰａ。疲劳试样用ＳＥＭ观察表明：锆－４表面为波纹状滑移特征。驻留滑移带、晶界是锆－４主要的疲劳裂纹萌生区域。疲劳变形亚结构的ＴＥＭ分析表明：｛１０１０｝柱面滑移与孪生是其主要的变形方式；锆－４典型的位错组态是两组或多组平行位错线。与纯锆相比，锆－４更易产生交滑移。
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在核燃料后处理工艺中，由于ＴＢＰ对不同价态的铀钚离子的萃取能力有显著差异，通过氧化还原多次调节铀钚离子的价态就能实现他们对裂片产物的去污及他们之间的相互分离［１］。因此，氧化还原剂的选择是后处理过程中一个至关重要的问题。为适应我国动力堆燃料循环体系的发展及改进后处理流程，简要介绍钚电解还原工艺的特点，论述钚的电解还原原理及其在电脉冲柱中的传质过程，主要介绍电脉冲柱由隔膜式、隔离体式到完全不分阴极室及阳极室的简单的普通脉冲柱型式的发展，以确定我国电解还原脉冲筛板柱发展的基础。
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通过寻找二维亥姆霍兹方程解析试验解的方式来求解六角形几何多群中子扩散方程，并利用对称性原理和群论确定节块内的中子通量分布。和普通先进节块法不同的是求解过程不采用横向积分技术，节块之间同时采用偏流和偏流矩相耦合，且得到的解在节块内任意点上都满足扩散方程。对基准题的校核计算表明，组件最大功率误差均小于１％。
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