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文献检索:
  • 刚性离心级联水力学特性分析 免费阅读 下载全文
  • 为了解刚性级联的水力学性能,本文求解了重馏分管道安装声速孔板的刚性级联的扰动方程,得到了刚性级联的静态特征根。刚性级联仅2个静态特征根Z1和Z2,Z1等于1,Z2为级联的主静态特征根,用于判断级联的静态稳定性。离心机工作在额定工况附近时,刚性级联主静态特征根大于1。某级出现损机后,级联的流体参数发生变化,导致级联分离功率下降。利用绝对变化量进行求解,可得到流量变化量的解析解,解析解与数值解存在一定差异,但具有相同的变化趋势,可利用解析解预测级联受到扰动后的流体状态参数变化趋势。由于扰动向贫料方向传播,虽然主静态特征根大于1,级联仍能保持稳定。
  • 自辐射场下UN分子光谱研究 免费阅读 下载全文
  • 采用优选的B3P86密度泛函方法,对铀原子和氮原子分别使用相对论有效原子实势和6-311+G(d)基组,研究了铀本身产生自辐射场(-0.005-0.005a.u.)作用下UN基态分子的能隙、谐振频率和费米能级。结果表明:UN分子在自辐射场中的谐振频率与实验值1 007.7cm^-1基本吻合。能隙和费米能级随自辐射场的增大而增大,占据轨道的电子难以被激发至空轨道而形成激发态,UN分子在自辐射场中更趋于稳定,可阻止N2等分子扩散到表面内层而腐蚀铀表面,有利于铀在自辐射场中抗腐蚀。
  • UF4在氧或湿氧中热化学反应研究 免费阅读 下载全文
  • 采用显微激光拉曼光谱技术、称重及形貌观察等手段,开展了UF4在氧气或相对湿度93%湿氧气氛中的热化学反应实验研究,获取了UF4不同温度时效后的质量、颜色及失重情况,以及反应前后不同铀化合物的拉曼光谱。结果表明:UF4在氧气或湿氧中加热至200℃时,性质稳定,其拉曼光谱基本无变化;250-600℃时,样品表面颜色发生明显变化。拉曼光谱分析发现,在氧气气氛中有UO2F2、UO2、U3O8,在湿氧气氛中有UO2F2、UO2F2·2H2O、UO2F2·nH2O、UO2、U3O8等多种铀化合物生成。随着温度的升高,UF4在氧气中的化学反应速率呈现由慢到快再到慢的变化趋势。
  • 掺钆铈独居石陶瓷固化体在THMC耦合作用下的化学稳定性 免费阅读 下载全文
  • 以氧化钆、十水草酸铈和磷酸二氢铵为原料,采用热压烧结制备掺钆铈独居石陶瓷固化体,借助X射线衍射(XRD)、场发射扫描电镜(FESEM)、能谱(EDS)和电感耦合等离子体发射光谱-质谱(ICP-MS)等分析手段,研究掺钆铈独居石陶瓷固化体的热压烧结及固化体在热-水-力-化学(THMC)耦合作用下的化学稳定性。结果表明,采用热压烧结技术,实现了单相Ce0.9Gd0.1PO4陶瓷固化体的低温(1 150-1 200℃)、快速(2h)烧结,固化体的相对密度达99.62%;在THMC耦合作用下(温度为90-200℃(0.101-1.554 MPa),pH=5-9),固化体具有优异的化学稳定性,浸出时间为42d时,模拟次锕系核素Gd的归一化浸出率在10^-6-10^-5 g/(m^2·d)数量级;温度和pH值对Ce的归一化浸出率影响较小;温度对Gd的归一化浸出率没有影响;与弱碱性(pH=9)水溶液相比,在弱酸性(pH=5)和中性(pH=7)水溶液中,Gd的归一化浸出率相对较高。
  • 木屑季铵盐型螯合吸附剂对U(Ⅵ)的吸附性能研究 免费阅读 下载全文
  • 通过对木屑进行化学改性,制备了木屑季铵盐型螯合吸附剂(MS),用于强化木屑对含铀废水中U(Ⅵ)的吸附性能。对所得MS的晶体结构和表面形貌进行了分析,探索了MS投加量、反应时间、溶液pH值和反应温度对吸附性能的影响,并在此基础上分析吸附机理。结果表明:MS投加量为0.1g/L、吸附时间为2h、pH=4.5、吸附温度为30℃时,铀去除率达99.7%,较未改性木屑对铀的吸附率提高了26.9%。以0.1mol/L的HCl溶液作为脱附剂,初次解吸率达99.9%,表明MS具有较好的重复利用性。
  • 聚丙烯腈-钛硅酸钠球形复合吸附剂对Cs~+的吸附性能研究 免费阅读 下载全文
  • 通过静态吸附实验,研究了接触时间、溶液pH值、共存离子、Cs^+初始浓度等对聚丙烯腈-钛硅酸钠(PAN-NaTS)吸附Cs^+性能的影响,从动力学、吸附机理和热力学方面对吸附过程进行了分析,并用扫描电子显微镜(SEM)、傅里叶红外光谱(FT-IR)和X射线衍射(XRD)对吸附剂进行了表征。结果表明:PAN-NaTS对Cs^+的吸附平衡时间约为20h;最佳pH值为3.90-10.87;溶液中含K^+、Na^+、NH4^+、Ca^2+或Mg^2+时会抑制PAN-NaTS对Cs^+的吸附。PAN-NaTS对Cs^+的吸附动力学数据符合准一级动力学方程,且颗粒内扩散和膜扩散共同控制吸附速率,颗粒内扩散是决定吸附速率的关键。PAN-NaTS对Cs^+的吸附符合Langmuir等温吸附模型,吸附过程为单分子层吸附;PAN-NaTS对Cs^+的饱和吸附容量可达219.298mg/g。
  • FeOH3胶体对铀的吸附行为 免费阅读 下载全文
  • 为研究地浸采铀工艺过程中FeOH3胶体对铀的吸附,利用在无水乙醇中制备的Fe(OH)3胶体,研究了pH值、初始铀浓度及吸附时间等对FeOH3胶体吸附铀的影响。采用准一级、复合二级与Elovich动力学模型对数据进行了动力学计算与分析,结果表明Elovich动力学方程更适合描述Fe(OH)3胶体对铀的吸附行为。采用Freundlich与Langmuir等温吸附方程对实验数据进行了热力学分析和拟合,结果表明Freundlich模型更适合描述Fe(OH)3胶体对铀的吸附行为。综合两种等温吸附方程,推测Fe(OH)3胶体对铀的吸附属于不均匀表面的单层物理吸附。根据激光粒度分析与SEM分析结果推测,Fe(OH)3胶体对铀具有较强的吸附性能,吸附主要是表面吸附。
  • 液闪谱仪对90^Sr和90^Y的测量方法研究 免费阅读 下载全文
  • 使用Sr-Spec树脂对90^Sr-90^ Y进行分离后采用液闪谱仪对90^Sr和90^ Y的效率刻度和猝灭校正进行了系统研究,确定了90^ Y效率刻度所用化学回收率,考察了闪烁液种类、载体加入、烘干处理、放置时间、化学猝灭对90^Sr和90^ Y效率刻度的影响及其校正方法。结果表明:GoldStar LT-2闪烁液适用于90^Sr和90^Y的测量,90^Sr刻度源是否烘干和90^Y刻度源有无钇载体对切伦科夫效率刻度无影响;90^Y的效率刻度应在90^Sr-90^ Y分离后10h内完成,并且有无钇载体对90^Y的液闪测量效率无影响;90^Sr的刻度源应经过烘干处理,也应在90^Sr-^90 Y分离后10h内完成测量。当待测样品与效率刻度源的制备方法相同,且待测样品的SQP(E)值在偏离标准样品SQP(E)值8.9%范围内时,可直接使用相对测量法。
  • 熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析 免费阅读 下载全文
  • 基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。
  • AP1000上腔室夹带试验研究 免费阅读 下载全文
  • 为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明:蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。
  • AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析 免费阅读 下载全文
  • 第4级自动降压系统(ADS-4)是AP1000极为重要的非能动安全设施。ADS-4能在AP1000小破口失水事故中为反应堆系统提供可控卸压。然而,大量的冷却剂可通过卸压过程中ADS-4夹带和上腔室夹带被带到安全壳中,从而引发堆芯裸露和堆芯熔化事故。为研究小破口事故中的ADS-4夹带卸压和上腔室夹带过程,在以AP1000为原型、按直径/高度比1∶5.6设计建造的ADS-4喷放卸压试验回路(ADETEL)中,研究了不同初始压力、压力容器混合液位和加热功率下的夹带和卸压行为,以及反应堆内部构件的夹带沉积效应。试验数据表明,大量的水在短时间内迅速通过ADS-4支管被夹带出来。液体的夹带率和压力容器混合液位的降低速率随系统初始压力的增加而增大。值得注意的是,在本试验特定工况下,初始压力为0.5MPa时出现堆芯裸露。堆内构件对夹带量和压力容器混合液位无显著影响。
  • Al2O3/H2O纳米流体球形下封头表面气泡脱离行为模拟 免费阅读 下载全文
  • 压力容器内滞留(IVR)策略可在反应堆发生严重事故后,有效地将堆内熔融物滞留在压力容器内,是防止放射性物质外泄的关键技术。纳米流体是将粒径小于100nm的固体颗粒加入到基液中以提高换热特性的稳定悬浮液,其热物性以及换热特性与传统固液悬浮液相比有较大区别,适宜的纳米流体种类及配比可强化换热。本文采用引入了无网格对流格式的移动粒子半隐法(MPS方法)研究了体积份额为1.0%的Al2O3/H2O纳米流体和纯水中加热面朝下时气泡在加热面上的成长、脱离以及附着形成气膜的过程,探索了气泡脱离的临界角度及其影响因素,为加速纳米流体的工业应用、增强IVR能力提供理论基础。
  • TOPAZ-Ⅱ改进型热管辐射换热器传热单元数值研究 免费阅读 下载全文
  • 针对前苏联研制的TOPAZ-Ⅱ空间热离子反应堆,结合成熟的高温热管技术,对改进型热辐射换热器传热单元进行瞬态特性研究。采用有限元方法对热管瞬态启动特性进行数值模拟。翅片温度计算采用有限差分进行求解,并与热管壁面进行单向耦合传热。热管启动过程中采用Cotter热管极限理论,即重力极限、声速极限、携带极限来判定热管启动状态。研究结果表明:热管390s内启动迅速,在启动第2阶段遇到声速极限,从而限制了热管启动时间。热管和翅片最终达到稳态,温度分布均匀,当量换热系数为1 783.25 W/m^2。热管换热单元能有效地将热量导入到外界。
  • 基于水工质的有窗散裂靶流场分析及实验测量 免费阅读 下载全文
  • 散裂靶是加速器驱动的次临界系统(ADS)的重要组成部分,有窗散裂靶是唯一经实验验证、测量的液态金属高功率散裂靶,研究有窗靶内工质的流动对散裂靶的设计优化有重要意义。本文以水为工质对有窗靶件进行了可视化实验及数值模拟研究,实验采用粒子图像测速法对靶件可视化部分进行速度场测量,同时利用计算流体力学软件FLUENT对靶件流场进行数值模拟。通过5种湍流模型(标准k-ε模型、RNGk-ε模型、Real k-ε模型、SSTk-ω模型、RSM模型)在不同流速下的模拟结果与实验结果的对比分析,表明采用RNGk-ε模型并结合相应的壁面函数能较准确模拟有窗靶内的流动。
  • 大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用 免费阅读 下载全文
  • 在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上,确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5/MOD3.3流动传热模型:临界热流密度模型、膜态沸腾传热模型和临界流模型。通过文献调研获得了对应流动传热模型的实验数据。将模型计算值和实验数据进行对比,对这3个模型的不确定性进行评价,并应用正交序列法得到模型不确定范围和概率分布。最后将概率评价结果应用于LOFT LP-02-6大破口失水事故的不确定性分析中,分析结果表明,对RELAP5流动传热模型的概率评价合理。
  • 适用于最佳估算事故分析方法的不确定性统计方法比较研究 免费阅读 下载全文
  • 最佳估算加不确定性(BEPU)事故分析方法能定量分析计算结果的不确定性,从而在保证核电厂安全性的前提下,释放出更多的裕量,进一步提高核电站的经济性。BEPU方法需要准确可靠通用的统计分析方法确定容忍区间上限。本文对适用于最佳估算方法的不确定性统计分析方法进行比较研究,使用DAKOTA程序针对标准正态分布函数随机抽样获得的不同容量样本,对比分析不同统计分析方法确定容忍区间上限时的优缺点,为最佳估算方法的开发和应用提供必要的统计分析方法和工具。分析结果表明,欧文因子法获得与理论值最为接近的容忍区间上限均值和最小方差。当样本分布未知且输入不确定性参数数量较大时,可采用非参量高阶WILKS公式计算容忍区间上限。
  • 非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 免费阅读 下载全文
  • 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。
  • 模块式小堆超压风险及设计优化研究 免费阅读 下载全文
  • 模块式小堆采用带直流蒸汽发生器(OTSG)的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统(RCS)可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。
  • 高阶有限元方法在中子扩散方程中的应用 免费阅读 下载全文
  • 应用高阶有限元方法求解中子扩散方程第1本征对和高阶本征对,比较了低阶和高阶有限元方法的性能差异以及LGL(Legendre-Gauss-Lobatto)节点和均匀网格节点之间的差异。通过二维BIBLIS和二维IAEA两个基准题,验证了该算法能求解高阶本征对。结果表明,采用LGL节点较均匀节点的高阶有限元方法求解速度更快。
  • 屏蔽计算中空间差分格式适应性研究 免费阅读 下载全文
  • 在离散纵标方法中,空间变量的处理是求解输运方程的重要部分,对于屏蔽计算问题更加敏感。传统的菱形差分格式易产生非物理解——负通量,大多数理论采用置零修正方法解决,该方法虽能消除负通量,但会降低菱形差分的计算精度,并引发通量密度的空间震荡。本文通过研究带权重差分格式和θ权重差分格式,引入权重系数以保证外推通量密度的非负性。在θ权重差分格式基础上,研究定向θ权重差分格式,通过引入方向权重因子,使得在外推通量非负的前提下,最大程度减缓通量密度的非物理震荡。在NATELSON基准题中,与DORT计算结果对比,通量密度最大相对偏差为2.7%。通过在不同屏蔽计算问题上的应用与分析,结果表明,定向θ权重差分格式更适于屏蔽计算问题(深穿透问题)。
  • 田湾核电站3、4号机组的长周期燃料管理 免费阅读 下载全文
  • 田湾核电站3、4号机组计划从首循环起使用TVS-2M组件,采用由年换料过渡到长周期换料的燃料管理方案,并且业主对平衡循环长度提出了更高的要求,目标是510EFPD。本文使用KASKAD程序包,对从年换料快速过渡到长周期换料展开研究,并给出了两个燃料管理方案。对方案中堆芯的安全参数及其他重要参数进行了分析,并对平衡循环的经济性作了简单的分析评价。结果显示,2个燃料管理方案的安全参数均满足设计要求。该研究成果具有工程应用价值,可应用在田湾核电站3、4号机组和VVER-1000堆型中,提高电站经济性。
  • 余热排出系统管道热疲劳分析模型及寿命预测 免费阅读 下载全文
  • 余热排出系统管道发现的热疲劳裂纹问题关系到压水堆的安全。本文基于开源有限元软件CodeAster,采用Lagoda-Macha-Sakane模型预测了余热排出系统管道材料304L不锈钢的疲劳寿命,并根据预测结果提出了改进的Lagoda-Macha-Sakane模型。采用改进的Lagoda-Macha-Sakane模型对余热排出系统管道的热疲劳寿命进行了预测,结果表明预测热疲劳寿命与试验热疲劳寿命吻合。
  • CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究 免费阅读 下载全文
  • 为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明:核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。
  • 接受积分法在吊篮流致振动分析中的应用 免费阅读 下载全文
  • 接受积分法可用于计算结构在随机载荷作用下响应的均方根。本文研究了接受积分法的理论基础和适用条件,并将该方法与有限元方法相结合,简化了该方法的计算过程,使该方法更易于实现。基于反应堆吊篮缩比模型试验获得的流体脉动压力,采用接受积分法与有限元方法相结合的方法计算了吊篮结构的流致振动响应,计算结果与试验结果吻合良好。
  • 基于NUREG/CR-7007的DAS优化设计 免费阅读 下载全文
  • 基于对NUREG/CR-7007中多样性准则的数据分析,归纳出各多样性准则的内在关系,利用量化多样性的方法,建立了可用0-1规划求解的、最小代价多样化驱动系统的数学模型。解决了确保预设归一化多样性量值要求下的、最小代价的多样化驱动系统是什么的问题。仿真算例表明,本方法是高效、可行的,能应用于保护系统的多样性设计及优化。
  • 用于放射性废物测量的新型分段γ扫描算法研究 免费阅读 下载全文
  • 本文介绍了一种新的分段γ扫描算法,该算法在不采用标准样品校准的条件下实现对待测样品放射性核素活度和质量的计算,省略了蒙特卡罗模拟所需的探测器表征和大量在线计算及标准样品校准环节,降低了测量时对实验条件的要求,提高了测量系统的工作效率。本文所提出的新算法考虑了相邻层的层间串扰问题,在一定程度上解决了近场测量中层间串扰带来的问题。与蒙特卡罗模拟结果进行对比和分析后发现:二者在层高较小时符合较好。实际测量数据的计算结果与标称值之间的相对偏差小于10%,从而有效验证了该算法的可行性。
  • 中国散裂中子源通用粉末衍射仪准直器腔体设计 免费阅读 下载全文
  • 准直器作为降低谱仪本底的关键设备,在中国散裂中子源谱仪建设中非常重要。本文选用7A09铝合金作为窗体材料对准直器腔体进行真空密封;综合考虑中子透过率及窗体机械性能的要求,参考中子飞行轨道的几何约束,利用有限元模拟和解析计算相互验证的方法给出了放射状粗糙准直器的密封窗口结构。对准直器腔体同样采用有限元模拟和解析计算两种方法进行设计,给出了真空条件下的设计结果。
  • PET核孔膜制备纳米钯及其形貌观测 免费阅读 下载全文
  • 采用径迹蚀刻的聚酯(PET)膜制作核孔膜模板,辅助电化学沉积法制备了纳米钯。利用扫描电子显微镜(SEM)和能量色散X射线光谱仪(EDX)对纳米钯的形貌和成分进行了表征。结果显示,在沉积电位为-0.65V时,此法制备的纳米钯颗粒均匀,且呈阵列分布,长径比分布范围为5-70。
  • 亚太地区中子周围剂量当量(率)仪的校准比对 免费阅读 下载全文
  • 适当的校准方法是保证中子周围剂量当量(率)仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量(率)仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的-(241) Am-Be和-(252)Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。
  • 放射性125^I种子源自动生产装置的研制 免费阅读 下载全文
  • 为提高125^I种子源的自动化生产水平,研制了一种放射性125^I种子源自动生产装置。该装置安装在铅屏蔽工作箱中,可自动完成源壳装夹、源芯入壳、焊接、卸料收集等一系列动作。该装置具有焊接成功率高、减少操作人员劳动强度、有效保证操作人员辐射安全等特点。
  • [物理]
    刚性离心级联水力学特性分析(李维杰[1,2];武中地;曾实)
    自辐射场下UN分子光谱研究(谢安东;谢晶;周玲玲;伍冬兰;阮文;罗文浪)
    [化学]
    UF4在氧或湿氧中热化学反应研究(仲敬荣;余春荣;任一鸣;柏云)
    掺钆铈独居石陶瓷固化体在THMC耦合作用下的化学稳定性(滕元成;杨航;李玉香;吴浪;张魁宝)
    木屑季铵盐型螯合吸附剂对U(Ⅵ)的吸附性能研究(周书葵[1,2];刘迎九;邓文静;曾光明;江海浩;康丽;方良)
    聚丙烯腈-钛硅酸钠球形复合吸附剂对Cs~+的吸附性能研究(贾铭椿;杜志辉;王晓伟;门金凤)
    FeOH3胶体对铀的吸附行为(熊骁;王清良;李乾;胡鄂明;冯志钢;李中;王星星)
    液闪谱仪对90^Sr和90^Y的测量方法研究(吴连生;陈超峰;张兵;曾帆;钦红娟;沙向东;上官志洪)
    [反应堆工程]
    熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析(朱大欢;邓坚;陈彬;张丹)
    AP1000上腔室夹带试验研究(向延[1,2];孙都成[1,2];巫英伟[1,2];张鹏;秋穗正[1,2];苏光辉[1,2])
    AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析(李沛颖[1,2];向延[1,2];孙都成[1,2];张大林[1,2];张鹏;秋穗正[1,2];苏光辉[1,2])
    Al2O3/H2O纳米流体球形下封头表面气泡脱离行为模拟(王云[1,2];武俊梅)
    TOPAZ-Ⅱ改进型热管辐射换热器传热单元数值研究(王成龙;宋健;陈静;张文文;田文喜;苏光辉;张大林;秋穗正;刘天才;柴宝华)
    基于水工质的有窗散裂靶流场分析及实验测量(许晓伟[1,2];张雪荧;强成文;封坤;王飞;李龙;顾龙)
    大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用(于爱民;苟军利;丁文杰;单建强;张斌;张博)
    适用于最佳估算事故分析方法的不确定性统计方法比较研究(王章立;王喆;王国栋;扈本学;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫)
    非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析(游曦鸣;邵舸;佟立丽;曹学武)
    模块式小堆超压风险及设计优化研究(邱志方;邓坚;陈宏霞;李峰;喻娜;吴鹏;李捷)
    高阶有限元方法在中子扩散方程中的应用(蔡云[1,2];李庆;王侃)
    屏蔽计算中空间差分格式适应性研究(张鹏鹤[1,2];张斌;陈义学)
    田湾核电站3、4号机组的长周期燃料管理(徐敏;王红霞;霍小东;易璇;于洋)
    余热排出系统管道热疲劳分析模型及寿命预测(雷柏茂[1,2];高军[1,3];胡湘洪[1,4];周羽;吴莘馨;万力;何觅)
    CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究(付强;曹梁;朱荣生;习毅;王秀礼)
    接受积分法在吊篮流致振动分析中的应用(王大胜;段远刚;尚尔涛)
    基于NUREG/CR-7007的DAS优化设计(徐智[1,2];丁丁;张瑜)
    [技术及应用]
    用于放射性废物测量的新型分段γ扫描算法研究(程毅梅;刘大鸣;何丽霞;柏磊)
    中国散裂中子源通用粉末衍射仪准直器腔体设计(卢怀乐[1,2];康乐[1,2];何伦华;陈洁[1,2];张久昶[1,2];陈元柏[1,2])
    PET核孔膜制备纳米钯及其形貌观测(周敏兰[1,2];傅元勇;刘义保;焦学胜;鞠薇;梁海英;吴振东)
    亚太地区中子周围剂量当量(率)仪的校准比对(刘毅娜;王志强;徐科;骆海龙)
    放射性125^I种子源自动生产装置的研制(秦传洲;李梅;钟正坤;何佳恒)
    《原子能科学技术》封面

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