氯化钙对改性聚丙烯酸钠吸湿性能的影响

根据有机高分子吸湿材料与无机盐类吸湿材料在吸湿性能上的互补性,将氯化钙作为改性聚丙烯酸钠的吸湿助剂,研究了二者的共混物在60d的吸湿情况,结果显示：氯化钙可以明显增加改性聚丙烯酸钠的吸湿倍率,使后者的吸湿倍率增加到自重的3倍以上．     

概率风险评估在核电站消防安全管理中的应用

介绍了概率风险评估与火灾概率风险评估的基本概念,详细论述了概率风险评估的主要内容及其在核电站火灾安全管理中的应用。     

核动力装置的(火用)分析

针对压水堆、沸水堆、气冷堆、钠冷堆核动力装置的实际过程,建立了最简单的热动力学模型.利用热力学第二定律建立的火用分析方法,对核动力装置中主要的热量传递、作功与受功过程的不可逆性进行了分析.文中以A型和B型电站压水堆核动力装置为实例进行的火用损失与火用效率的对比计算表明反应堆内裂变能从裂变碎片到燃料的传递过程是整个核动力力装置火用损失最大的地方,其次是堆内燃料元件导热过程,然后依次是汽轮机、蒸发器、冷凝器、管路、泵.而火用效率最低的地方是冷凝器,其次是汽轮机、堆内燃料元件、蒸发器.     

日本福岛核事故分析与思考

回顾日本福岛核事故及其影响,介绍核电站的组成和基本工作原理。在此基础上,分析此次核事故的主要原因,包括地震和海啸造成直接原因和人为因素引起的间接原因,进而提出核能利用和核电站安全方面的一些思考。     

钠-氯化镍动力电池模块建模与仿真

以Z5-278-64钠-氯化镍电池模块为对象,综合考虑电池管理系统、风机和加热器等辅助系统以及温度对电池的影响,基于电池二阶RC等效电路模型建立了钠-氯化镍电池模块的动态仿真模型。标准充电制充电和恒功率放电工况的仿真与实验结果对比分析表明:所建立的仿真模型是准确和可行的,可用于后续的电池模块特性研究。     

核电站固定灭火系统设计特点

本文系统介绍了核电站固定灭火系统的设计原则和思想,也对具体的固定灭火系统作了详尽的介绍。并提出了核电站固定灭火系统设计应该考虑到的几个问题。     

火炮身管测径仪伞状定心结构设计

火炮身管内径磨损量是判别火炮寿命状态的主要依据之一,设计了一种基于伞状定心结构的火炮身管内径测量仪器,该仪器由高精度定心机构和测量机构构成.介绍了该仪器主要构件的设计原理,表明其具有结构简单、可操作性强,适合部队战士使用.分析了测量时可能产生的各种误差,并通过对比该仪器与星形测径仪的实验数据,结果表明本仪器具有总体误差小、精度高等优点,完全可以满足部队相关需求,是一款适合部队使用的火炮身管测径仪器.     

在钠与水反应的教学中培养学生的能力

在钠与水反应的教学过程中,怎样培养学生的观察能力,融会贯通、统摄知识能力,运用知识解决实际问题的能力,笔者在教学过程中做过一些尝试,供大家探讨. 　　一、培养观察能力 　　化学是一门以实验为基础的学科.化学变化是原有物质消失、新物质生成,同时也伴随有能量变化的过程.观察这些过程,从中获取必备的信息,当属重要的是观察能力.……     

庚烷油池火对外热效应理论分析和仿真研究

为揭示火场中火源对外部空间的热传递规律,以开放空间庚烷油池火燃烧为例,结合油池火热平衡方程建立了油池火热传递简化模型,提出了油池火对外热效应的计算公式;使用庚烷油池火CFD模型,仿真分析了稳定燃烧阶段油池火对外辐射效应,并对油池火对外热效应进行了理论分析和验证。研究结果表明:基于烟羽流对外热效应的热传递理论模型能够对不同热传递方式进行估算,反应火场中热传递规律。在中大尺度油池火燃烧过程中,油池火对外热效应主要是指火羽流热辐射和热对流效应,其中稳定燃烧阶段热对流约占总热量的60%,是中大尺度火灾蔓延的主导因素。     

蓬勃发展的中核建中核燃料元件公司

中核建中核燃料元件公司隶属于中国核工业集团公司,始建于1965年,经过40年的奋斗,公司已发展成为以核电燃料元件制造为主导产业,香料、金属锂钙、锂电池为非核主要民品,集科工贸一体化的国有大型企业。公司是我国压水堆核电站燃料元件生产基地,从二十世纪九十年代初到2005年底,已累计向秦山一期、秦山二期核电站、广东大亚湾核电站、岭澳核电站、巴基斯坦恰希玛核电站等多座核电站制造并提供了2700多组高质量的燃料组件,     

一种新的一体化压水型反应堆──热管输热核反应堆构想

本文提出了热管输热核动力反应堆的构想,即用热管代替现今压水堆的一回路管道、主泵和稳压器,并对热管输热反应堆进行了原理分析,提出了工程应用可行性等急需研究的问题。     

船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制

基于船用反应堆结构特点与运行方式 ,通过对核电站大型机版堆芯物理计算软件的移植与修改 ,研制了微机版船用反应堆堆芯物理计算软件包 .可用于船用反应堆燃料组件参数及堆芯三维细网临界与燃耗的计算研究     

一种压水堆负荷跟踪控制方法

为有效协调反应堆功率与需求负荷能量间的平衡,提高运行过程的安全性、机动性和经济性,当前普遍采用压水堆负荷琅踪运行模式.由于反应堆系统具有高度复杂、非线性、时变等特点,鲁通方法很难达到良好控制效果.通过合理简化,基于集总参数方法建立了压水堆负荷跟踪系统模型,并据此模型要求构造了优化目标函数,采用改进的二次寻优混沌算法对现...     

船用反应堆堆芯时空中子动力学仿真软件的研制

根据船用反应堆结构特点与运行方式,建立堆芯三维两群时空中子动力学仿真模型,研制了船用反应堆堆芯时空中子动力学仿真软件系统.利用软件系统进行堆芯物理计算,计算与验证结果表明,软件系统数学物理模型准确,可广泛应用于船用核动力装置模拟器的设计与研制.     

反应堆轴向功率不均匀系数快速算法

本文提出了用于反应堆运行现场安全校核的反应堆轴向功率不均匀系数的快速算法,导出了轴向功率不均匀系数的快速计算式。     

船用堆核事故状态下源项特性及计算方法研究

对船用堆核事故状态下的源项特性进行了描述,并对源项估算的数学模型和计算方法进行了研究和探讨;提出了快速估算法,进行了比对计算;在计算过程中对一些不确定参数用核电站的值代替,并采取适当的缩放,简化了计算过程.计算结果表明这样处理是可靠的.     

核反应堆内中子泄漏数学模型研究

导出了点堆中子动力学方程中的中子泄漏表达式 ,使点堆中子动力学方程的精度提高 ,应用领域可从反应堆冷启动一直到瞬发超临界     

核反应堆运行中安全校核快速计算方法

本文根据潜艇核动力装置运行管理的需要,提出了一个供核反应堆运行中安全校核使用的快速计算方法。     

舰艇核反应堆堆芯寿期的论证研究

服役年限是核舰艇可靠性要求的一个组成部分,影响其确定的一个主要因素是核动力装置反应堆的堆芯寿期。本文讨论了堆芯寿期与核舰艇服役年限的关系,在分析核燃料消耗的影响因素基础上建立其估计模型以供服役年限与堆芯寿期进行权衡,最后参考军情况,提出堆芯寿期的确定原则。     

均匀裸堆单组扩散方程的普遍解及其分析

在现行核反应堆理论文献中,对有奇异源时中子扩散方程的解讨论甚少,本文对此作了补充,并给出普遍解公式。这对于深入了解有奇异源时堆的临界行为和中子通量的时空特性,以及堆在次临界启动时的物理性能,均具有重要的参考价值。