• CMOS器件p、γ、β辐照损伤等效剂量分析计算

    郁金南,杨文,郁刚,陈伊轫,许淑艳

    建立了CMOS电子元器件中质子、电子和光子辐照损伤 (电子 空穴对和离位原子浓度 )计算模型。利用微机化的电子 光子簇射过程模拟程序EGS4和TRIM程序分别计算了电子 ( β)、光子 (γ)和质子 ( p)辐照在CMOS器件各层中产生的电子 空穴对和离位原子浓度。计算结果表明 ,在CMOS器件桥结绝缘层中 ,电子产生的电子 空穴对和离位原子浓度最高 ,光子次之 ,质子最低 ,这表明电子辐照损伤最高 ,光子次之 ,质子最小。

    2000年02期 97-105页 [查看摘要][在线阅读][下载 77k]
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  • 一种节块展开法

    阮可强,薛小刚,傅学东

    采用分离热中子方程的技巧 ,节块展开法解中子扩散方程 ,可提高计算速度 ,节省计算时间约 40 %。

    2000年02期 106-110页 [查看摘要][在线阅读][下载 46k]
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  • 基于低压过冷流动沸腾临界热流密度数据评价各种公式、模型及95CHF表

    张汉勋,陈玉宙,郝老迷

    以低压过冷流动沸腾的临界热流密度 (CHF)的实验数据为基础 ,对典型的CHF计算公式、模型及 95CHF表作了评价。所用数据共 2 37点 ,范围如下 :压力 0 1 3~ 1 92MPa;速度 1 4 7~2 2 32m/s;出口过冷度 6 2~ 1 0 8 7K ;加热长度 2 5 5~ 40 0mm ;管径 5 1 7~ 1 6 0mm。

    2000年02期 111-116+129页 [查看摘要][在线阅读][下载 73k]
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  • 流道阻塞后的流场模型的开发及应用

    史国宝,唐家欢,王杨定

    在大破口失水事故进程中 ,燃料包壳可能发生的破裂将导致流道部分阻塞 ,在事故分析中必须考虑由此产生的影响。用COBRA Ⅳ Ⅰ子通道程序详细分析了流道阻塞后的流场 ,改进了大破口失水事故分析软件包中燃料棒包壳温度分析程序FRAP T6 ,对恰希玛核电厂大破口失水事故作了分析

    2000年02期 117-122+141页 [查看摘要][在线阅读][下载 53k]
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  • 竖直及倾斜环隙流道内自然对流沸腾临界热负荷

    孙中宁,杜泽,阎昌琪,张志华

    以水为工质 ,在常压下对垂直和倾斜环隙流道内的自然对流沸腾临界热负荷进行了实验研究和理论分析 ,得到了计及进出口局部阻力的计算公式 ,讨论了流道几何尺寸、几何形状、倾角、压力和进出口局部阻力等因素对临界热负荷的影响 ,最后提出了一个新的 ,可用于计算竖直环隙、圆管及长方形流道内自然对流沸腾临界热负荷的半经验公式 ,其计算精度和适用范围较现有的计算公式有显著提高 ,原则上不受H/De 值大小的限制。

    2000年02期 123-129页 [查看摘要][在线阅读][下载 54k]
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  • 流动欠热沸腾通道内净蒸汽产生起始点的确定

    阎昌琪,孙中宁

    给出了在低压条件下 ,竖直的环形通道内 ,流动欠热沸腾过程中净蒸汽产生起始点的实验结果。讨论了净蒸汽产生起始点的特征及用γ射线衰减法测量净蒸汽产生起始点时应注意的问题。实验数据与有关模型进行了比较 ,实验数据与计算模型符合较好

    2000年02期 130-134+168页 [查看摘要][在线阅读][下载 42k]
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  • 带间隙支座的管道系统有限元动力分析

    陈勇,王格伟,陆明万

    用动力接触有限元法对带间隙支座的管系非线性动力响应进行分析。将此非线性问题分成未碰和已碰两个阶段来处理 ,各阶段分别对应两个不同动力特性的线性系统。在未碰阶段管道尚未与支座接触而能在间隙中自由运动 ,当满足用位移表示的动力接触条件时 ,管道碰到支座 ,进入已碰阶段。在已碰期间支座被简化为弹性杆元 ,通过杆元中内力的符号变化来判断管道何时脱离支座 ,再回到未碰阶段。管道与支座的碰撞激发出系统的高阶振型 ,导致系统能量由低阶模态向高阶模态转移。给出了不同间隙对管系动力响应影响的算例

    2000年02期 135-141页 [查看摘要][在线阅读][下载 61k]
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  • HR-200MW槽孔式水力驱动控制棒阻力系数的计算

    陈士锋,薄涵亮,胡二红

    针对HR 2 0 0MW槽孔式水力驱动控制棒槽对孔处的阻力系数 ,在总结阻力系数经验公式的基础上 ,建立计算模型 ,推导出阻力系数公式 ,并进行了理论分析。分析结果表明 :阻力系数随槽与孔重合面积的增大而减小 ;步进缸内孔越大 ,阻力系数越小 ,但内孔增大到一定的值后 ,阻力系数趋近于某一个定值。为HR 2 0 0MW的工程设计奠定了理论分析基础

    2000年02期 142-145+153页 [查看摘要][在线阅读][下载 39k]
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  • 10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

    吴中旺,曲静原,刘原中,奚树人

    1 0MW高温气冷实验堆 (HTR 1 0 )的事故分析表明 ,在设计基准事故和严重事故条件下 ,HTR 1 0的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值 ,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性 ,不会造成裂变产物大量向外释放。根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验 ,针对HTR 1 0所提出的一系列事故对策有效地保证了HTR 1 0在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等 ,能够确保HTR 1 0、人员、社会以及环境的安全

    2000年02期 146-153页 [查看摘要][在线阅读][下载 47k]
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  • 快堆蒸汽发生器大泄漏钠-水反应计算

    骆焱,张建民,单建强,朱继洲

    采用一维特征线方法建立了快堆蒸汽发生器单管发生双端断裂情况下 ,水从破裂传热管流出的泄漏率计算模型和钠 水反应气泡从球状到柱状的变温绝热生长模型。根据断裂处氢气压力变化 ,并考虑管内流体的压缩性建立了水的泄漏率模型。对分别发生在单相水区 ,单相蒸汽区和两相汽水混合区的大泄漏钠 水反应进行瞬态计算和定性分析。结果说明 ,传热管不同位置发生泄漏对二回路造成的影响不同

    2000年02期 154-161页 [查看摘要][在线阅读][下载 64k]
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  • 微机型压水堆堆芯安全分析程序的开发及若干问题分析

    周涛,贾斗南,苏光辉,秋穗正,荣森林

    建立了三区六节点压水堆堆芯数学模型。在微机的运行环境下 ,运用FORTRAN语言 ,采用模块化结构 ,编制了一套三区六节点压水堆堆芯安全分析程序 ,利用不同算法 ,研究并验证了堆芯稳态、瞬态各类运行工况 ,并对相关问题进行分析 ,提出一些有益见解

    2000年02期 162-168页 [查看摘要][在线阅读][下载 42k]
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  • 蒸汽发生器一维传热的适定性研究

    张琴舜,沈秀中,邓保庆

    使用了适定性的数学理论———特征线方法 ,对蒸汽发生器中的一维瞬态两相流传热进行了分析研究 ,目的是为了了解其数学物理本质。根据分析结果 ,蒸汽发生器二次侧的两相流传热是适定的。同时 ,根据这个结果分析得到了求解蒸汽发生器一维传热方程的逆风有限差分格式是稳定的。

    2000年02期 169-174页 [查看摘要][在线阅读][下载 45k]
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  • 压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

    张家骅,包伯荣,陈志成,司胜义,朱鑫官

    通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决

    2000年02期 175-183+192页 [查看摘要][在线阅读][下载 109k]
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  • 本征无序态与锆石质波导材料加工的理论分析

    何涌

    锆石中本征无序态的研究表明 ,玻璃化锆石在某一热处理阶段以Schottky无序和填隙离子无序为其结构主导无序态。此时是通过扩散植入有关离子 ,改变锆石波导性能的最好时机。或直接用加速器植入有关离子 ,然后通过热处理均化之。

    2000年02期 184-187页 [查看摘要][在线阅读][下载 27k]
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  • 直流电弧等离子体球化U_3Si_2粉体

    孔常静,宁伟建,吴彬,高克家,纪崇甲,孙明涛,马永新,任永刚,李冠兴

    研制了直流电弧等离子体球化U3 Si2 粉体装置。在Ar +He气氛下对粒度为 1 0~ 1 5 0 μm范围内不规则形状的U3 Si2 粉体进行了球化。球化率达 90 %。

    2000年02期 188-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 123k]
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