搜索结果: 106-120 共查到“裂变堆工程技术 反应堆”相关记录208条 . 查询时间(0.165 秒)
正电子湮没线形参数测量和寿命测量对A50 8cl.3钢中位错密度反映是灵敏的。当疲劳损伤N/Nf≤ 10 % ,被测数据与损伤量有较好的对应关系。 5MHz和 15MHz超声衰减常数测量结果与上述情况类似。为验证无损检测结果 ,进行了TEM观测。
反应堆用石墨材料的氧化
石墨 氧化 高温气冷堆
2008/12/22
在反应堆运行过程中，冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故将导致石墨氧化，进而影响反应堆的正常运行和安全。文章主要对近期有关反应堆用石墨的氧化机理、氧化对石墨性能的影响、事故工况下的安全评估以及预防石墨氧化的措施等进行综述，并在此基础上指出，在辐照和氧化共同作用下的石墨材料性能变化是今后有关反应堆石墨研究的一个主要方面。
反应堆圆柱形释热元件温度场的电阻网络模拟
电阻 网絡模拟 反应堆
2008/12/22
本文用电阻网絡求出了一个圓柱形释热元件稳态温度場的模拟解。着重进行了誤差分析方面的探討。对求得的模拟解作出了較完整的誤差分析。将模拟解与差分解做了比較,証明了誤差分析結果是正确的。这使得今后用电阻网絡模拟方法解决工程問題时能給出一个可靠的精确度。
反应堆中子活化分析近况（1978—1981）
中子活化分析 反应堆
2008/12/22
1978年以来,堆中子活化分析基本上继续着60年代后期Ge(Li)γ谱学建立之后的一贯趋向——技术方面不断完善,但没有重大突破;应用范围不断扩大,方法日益普及。 一、取样和样品制备
反应堆中子活化分析数据自动处理系统
中子活化分析 数据自动处理系统 核素识别
2008/12/22
介绍了一个在微机上建立的反应堆中子活化分析数据自动处理系统。它具有放射性核素的自动识别、反应堆参数 f和α值的计算、实验测定K0 值、元素含量的定量计算、核素数据管理、参数选取建议等功能。元素分析方法包括绝对法、相对法和K0 值法。利用该系统进行了金、锆和岩石标准物质 (GBW 0 710 7)的活化分析 ,计算了中国原子能科学研究院微型反应堆的 f和α值参数 ,分析了岩石样品中的元素...
反应堆中子学计算程序系统PASC-1（扩充版）
群常数处理模块 程序系统
2008/12/22
PASC-1是将AMPX-Ⅱ/SCALE-3中的某些IBM版本群常数处理模块改成CDC版,经过若干修改后,与一维S_N程序ANISN、二维S_N程序DOT3.5及1—3维扩散程序CITATION相连接的程序系统。它是1988年中国核数据中心与荷兰能源研究中心ECN的科研人员共同合作,在ECN的CYBER170/855机上建立的。1989年,PASC-1被移植到北京原子能院CDC-CYBER-17...
反应堆主循环泵故障诊断
泵 振动分析 故障诊断 谱分析
2008/12/22
应用振动监测技术，通过参数分析、信号分析及谱分析，对反应堆一循环在役主泵的故障进行了分析诊断。诊断结果与解体结果完全一致。
非均匀反应堆系统的温度稳定性
温度稳定 非均匀反应堆系统
2008/12/22
本文探讨了非均匀反应堆的温度稳定性问题。在假设系统是线性的基础上考虑了铀、复盖层、冷却剂、减速剂等反应性的温度系数对功率的影响。得出了系统的反应性温度采数传递函数,并利用米哈依洛夫判据给出了反应堆系统温度稳定性的充分必要条件。
氟硼酸根离子选择电极的应用（Ⅲ）反应堆模拟冷却水中硼的快速测定
pBF_4~- 离子选择电极 氟化(剂)
2008/12/22
已有人介绍了应用离子选择电极法测定反应堆冷却水中硼的几种方法:(1)以pBO_3~(3-)电极测定,但目前国内外尚未研制成功此电极;(2)基于H_3BO_3或BO_3~(3-)与一种多羟基醇反应生成强酸,以pH电极测定;(3)以pBF_4~-电极测定,最近在国外刚刚用于分析反应堆冷却水,但先要用氢氟酸将硼氟化为BF_4~-离子,继而调节氟化后溶液的pH值及离子强度再行测定,手续比较麻烦。
高浓铀石墨慢化反应堆临界实验和理论分析
临界实验 慢化反应堆 高浓铀石墨
2008/12/22
本文介绍了高浓铀(90％~(235)U)石墨慢化体系的临界性研究情况,包括核子比从2605至12734之间的一系列临界实验结果、误差分析,以及一维、二维的几种数值计算程序的计算结果。并且对理论模型和计算方法与实验值间的偏差进行了综合分析。结果表明正确的运用这套计算方法可以满足这种类型反应堆的临界性设计要求。
高温气冷反应堆的模拟器
模拟器 高温气冷反应堆
2008/12/22
通用动力公司正在使用高温气冷反应堆的一半大小的透明的模型来模拟4万瓩的模式反应堆工厂的气体流动情况,该反应堆工厂将造在宾夕法尼亚州的皮奇博汤姆(Peach Bottom)。这个模型可以详细地摸拟内部氦冷却剂的通道,而且还装有一个一
试验在反应堆孔道内进行。所达到的最高累积辐照水平为热中子1.6×10~(20)n/cm~2,快中子(能量≥1 MeV)3.8×10~(19)n/cm~2,γ剂量1.1×10~(11)R。电缆在堆内辐照时的温度一般在550℃以上。试验结果表明电缆性能良好。得到的主要结论有:(1)电缆绝缘电阻受温度影响,与堆功率有关,在一定范围内与辐照积分通量关系不大;(2) 中子与γ射线在电缆上引起感应电流,其大...
固态反应堆次临界系统中子照相处的n-γ 测量
ｎ－γ比 中子源激励的固态反应堆次临界系统 核固体径迹探测器 热释光剂量探测器
2008/12/22
中子照相时，中子照相处的ｎ－γ比是控制成像对比度的１个重要因子，在中子源激励的固态反应堆的次临界系统上对ｎ－γ比进行了实验研究。中子通量密度采用固体核径迹探测器测量，γ辐射剂量率用热释光探测器测定。测得的ｎ－γ比与用其它中子照相装置测量的结果进行了比较，结果在数量级上是一致的。
固体球辐射回路装置是一种新的大型γ辐射源。辐射回路包括活化器、辐照器及其辅助系统。活化器和辐照器联结成一个回路,在回路内球形γ载体借助于气力传输而循环使用。装有气动单一器的活化器是放置在核反应堆堆芯附近(在其反射层中);而辐照器则可安