• 用于两群瞬态中子扩散计算的节块方法

    傅学东,刘成安,阮可强

    采用非线性迭代节块方法作为空间近似方法 ,同时使用隐式差分和时间积分方法作为时间域近似方法 ,求解两群多维瞬态中子扩散方程 ,并给出基准问题的计算结果。

    2001年04期 293-297+310页 [查看摘要][在线阅读][下载 61k]
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  • 控制棒水力驱动系统的落棒理论模型

    郑艳华,薄涵亮,董铎

    介绍了控制棒水力驱动系统的实验回路和落棒原理 ,在合理简化、假设的基础上建立了该系统的落棒理论模型 ,并进行了准确的数学描述 ;通过对模型计算结果与实验结果进行比较分析 ,论证了该模型的合理可行性 ,为进一步的分析研究及改进工作建立了理论依据

    2001年04期 298-299+301-300+302-303页 [查看摘要][在线阅读][下载 53k]
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  • 船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究

    彭敏俊,杜泽

    讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。

    2001年04期 304-310页 [查看摘要][在线阅读][下载 54k]
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  • 沸腾两相自然循环回路静态不稳定性的无量纲研究

    佟立丽,姚伟,匡波,杨燕华,徐济鋆

    定义了无量纲分析的参考尺度 ,采用无量纲分析的方法 ,运用一维均相模型 ,从理论上研究了两相自然循环系统的静态不稳定特性 ,总结出了影响两相自然循环系统静态稳定性的几个重要的无量纲参数。运用分岔理论及其DERPAR数值算法 ,得到了由无量纲量Npch m+表示的沸腾两相自然循环系统的静态分岔图 ,详细分析了由浮力和阻力随无量纲的加热功率的非线性的变化特性。并且给出了几个重要系统参数的效应图。

    2001年04期 311-316+321页 [查看摘要][在线阅读][下载 68k]
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  • 冷凝器强化传热特性分析

    阎昌琪,孙中宁

    分析了影响冷凝器总传热系数的主要因素 ,阐述了管壁污垢系数对冷凝器传热性能的影响。提出了冷凝器强化传热的关键问题在于管外 ,增加管外侧传热系数会使冷凝器的效率大幅度提高。对冷凝器中采用螺纹槽管强化传热的方法进行了分析 ,提出了采用低翅片管或在螺纹槽管外侧采用适当的强化传热手段可以使冷凝器的传热效率得到提高。

    2001年04期 317-321页 [查看摘要][在线阅读][下载 42k]
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  • OASIS程序的开发与应用

    杨红义,徐銤

    全面描述了对来自法国原子能委员会 (简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作 ,并在此基础上介绍了该程序在中国实验快堆 (ChinaExperimentalFastReactor,简称CEFR)初步安全分析报告中对主给水管道断裂事故的分析计算。

    2001年04期 322-325+340页 [查看摘要][在线阅读][下载 34k]
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  • 扩容蒸发器在船用核动力装置中的应用

    王金华,周耀中,张亚军

    由于舰船上空间的限制和机动性的要求 ,须对系统作进一步简化。用扩容蒸发器来代替传统的蒸汽发生器 ,不但使供热堆系统得到了极大的简化 ,而且系统的安全性和可靠性也得到了提高 ,比较适合用作舰船上的小型核动力装置。

    2001年04期 326-330页 [查看摘要][在线阅读][下载 36k]
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  • 核电厂控制与保护系统应用软件潜在的功能缺陷与防御措施

    郑明光,徐济鋆

    分析了核电厂系统功能设计、数字化仪表控制系统中软件系统设计、开发、验证与确认中产生潜在的功能缺陷的原因 ;阐述了缺陷的种类、可能造成的后果与影响 ;论述了如何通过增大核电厂系统的设计裕量、强化纵深防御、采用规范的与成熟的编程、编译与验证技术来防止人因错误与编程的缺陷 ,提高系统软件的可靠性与核电厂的安全性

    2001年04期 331-335页 [查看摘要][在线阅读][下载 37k]
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  • 强磁场作用下液态锂在矩形通道中的流动研究

    沈秀中,陈可,刘洋,张琴舜

    对高速液态金属锂在强磁场作用下沿着非扩散矩形型通道的流动进行了分析研究 ,通过解析分析 ,推导得到了控制电场和流场的由泊松 (Poisson)方程和亥姆霍兹 (Helmholtz)方程组成的方程组 ,并且编制了求解该方程组的程序 PHsolver;根据边界的壁面函数处理 ,用PHsolver求解得到了强磁场作用下在非扩散型矩形通道中电流密度场的分布和流场的分布 ,其中流速分布呈现为马鞍型分布。

    2001年04期 336-340页 [查看摘要][在线阅读][下载 46k]
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  • 安全文化及其在大亚湾核电站的实践

    张善明

    从管理组织行为学的角度出发 ,论述了核电站管理中安全文化的概念、安全文化的发展阶段及其管理影响因素 ,并联系实际 ,介绍了大亚湾核电站建立、维持与贯彻安全文化的管理实践

    2001年04期 341-345+351页 [查看摘要][在线阅读][下载 40k]
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  • 核电站人因失效分析与预防

    刘新栓

    根据大亚湾核电站自身实践和世界同行的一般性经验 ,对核电站人因失效的特点、常见种类 ,以及产生人因失效的个人因素、外部因素和决策因素等主要因素进行了分析 ,有针对性地提出科学有效的预防措施 ,并重点介绍了大亚湾核电站在预防人因失效方面所取得的成功经验。

    2001年04期 346-351页 [查看摘要][在线阅读][下载 40k]
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  • U-2Nb合金热处理后的相结构和成分分析

    陈勇忠,张友寿,柏朝茂

    观察了三种热处理工艺下U 2Nb合金的组织 ,分析了其微观结构和相成分。精确测定了U 2Nb合金中α相和γ相的点阵常数计算出了两相中的Nb含量。在测量中发现 ,机加工后经电解抛光改变了X射线衍射图 ,分析了该异常变化的原因 ,其结果为鉴定U 2Nb合金的双相结构找到了一种有效方法

    2001年04期 352-355+374页 [查看摘要][在线阅读][下载 77k]
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  • 金属氢化物柱内氕氘间的排代

    陆光达,李赣,蒋国强

    在ZrCo,LaNi5,LaNi4 .7Al0 .3和Pd等常用金属的氢化物上 ,进行了气 固间氕氘的一维相互排代实验 ,结果表明 :排代效果与温度、气相流速、固相比表面积及分离因子等因素有关 ;室温下Pd氢化物具有最好的排代性能 ,其次是LaNi5,LaNi4 .7Al0 .3,ZrCo。理论研究表明 ,气 固界面的同位素交换规律决定排代效果 ,排代流出曲线可以用塔板理论模型来描述 ,塔板高度是排代效果优劣的标志。决定塔板高度的首要因素是交换平衡程度 ;同等交换平衡程度下 ,氢同位素效应对板高有重要影响。

    2001年04期 356-362页 [查看摘要][在线阅读][下载 65k]
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  • 振动流化床微波脱硝研究——减压振动流化床流体力学行为的研究

    康仕芳,陈松,于天勇,赵珺

    根据六水硝酸铀酰 (UNH)的脱硝动力学特性 ,将微波加热减压振动流化床用于UNH的脱硝过程 ,是一个很有价值的脱硝工艺。为此 ,首先进行了减压振动流化床流化特性的研究。以床层空隙率为主要评价参数 ,讨论了减压振动流化床的假流化机理和特性 ,着重研究了真空度、床高和振动频率等参数对流化过程的影响。建立了最小流化振动强度的经验关联式。

    2001年04期 363-368页 [查看摘要][在线阅读][下载 52k]
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  • 乙异羟肟酸用于Purex流程中Np/U的分离

    郑卫芳,章泽甫,林漳基,常志远,朱建民,朱兆武

    研究了新型无盐试剂乙异羟肟酸在Purex流程Np/U分离中的应用。乙异羟肟酸是亲水性有机配位体 ,3 0℃下在水和 3 0 %TBP/煤油中的饱和浓度分别为 5 5 2 8g/L和 4 5g/L ;实验证明 :乙异羟肟酸能很好地络合Np(Ⅳ )并形成亲水性络合物 ,从而能把Np(Ⅳ )从 3 0 %TBP中反萃入水相。另外乙异羟肟酸还能将Np(Ⅵ )还原至难以萃取的Np(Ⅴ )。而乙异羟肟酸的存在对U(Ⅵ )在 3 0 %TBP的萃取的影响相对较小。因此 ,乙异羟肟酸可以用来从含U ,Np的 3 0 %TBP中选择性地反萃Np;基于这些实验结果 ,对乙异羟肟酸在Purex流程中可能的应用作了探讨。

    2001年04期 369-374页 [查看摘要][在线阅读][下载 54k]
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  • 从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统

    张玉山

    用广义自持链式反应的观点探讨了加速器驱动系统 (ADS)的基本内涵。认为次临界反应堆、质子加速器和靶所组合的整体仍可看成一个 (临界的 )自持链式反应堆。这个反应堆不同于通常临界反应堆的特点是每次裂变后的二次中子不仅包含裂变释放的中子而且还包含部分裂变释能 (通过质子加速器及靶 )所转换的中子。正是有了这些附加中子 ,使得加速器驱动系统每次裂变的有效二次中子数增加了。一个ADS系统能够稳定运行的条件是ADS的次临界堆和加速器能够相互匹配使得ADS系统的有效二次中子数达到这样的水平 ,以致在ADS系统内能够形成自持的中子链式反应。因此尽管ADS的反应堆部分是次临界的 ,但从ADS整体来看只要质子加速器与次临界反应堆匹配得当 ,ADS系统是可以像通常临界反应堆那样 ,维持自持的链式反应的 (或临界的 )。给出了ADS系统维持自持链式反应的匹配条件 (广义临界条件 )。最后根据ADS系统的特点探讨了ADS在核废物处理 (嬗变 )、提高核燃料增殖效率及核能开发中的作用。

    2001年04期 375-380页 [查看摘要][在线阅读][下载 52k]
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  • 核事故应急中的贝叶斯决策模型研究

    冯嘉礼,张永兴,郭勇,刘新河,曹希寿,陈超峰

    通过比较分析 ,发现风场变化的不确定性对核事故应急决策有很大的影响。针对这种情况 ,以贝叶斯 (Bayes)风险决策原理为理论基础 ,结合核事故应急的相关知识提出了在计算机上实现的核事故应急中的贝叶斯决策模型 (NBDM) ,以便改进风场的不确定性 ,提高ESY中决策的精度。同时还与Alexandre方法进行了比较 ,最后给出了一个计算实例分析

    2001年04期 381-385页 [查看摘要][在线阅读][下载 48k]
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  • 根据核电厂工况进行应急防护决策

    施仲齐,李俊峰

    介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平、事故期间评价堆芯损坏和估计源项的方法学

    2001年04期 386-393页 [查看摘要][在线阅读][下载 59k]
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  • 核科学与工程第21卷2001年总目次

    2001年04期 394-399页 [查看摘要][在线阅读][下载 55k]
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