【摘 要】
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1946 年,“原子能之父”费米指出:“核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为(The success of nuclear technology will depend critically on the behavior of ma
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1946 年,“原子能之父”费米指出:“核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为(The success of nuclear technology will depend critically on the behavior of materials in the intense radiation fields in reactors)”.材料的辐照性能是影响反应堆安全性和经济性的关键影响因素之一.1956 年,中国原子能科学研究院反应堆材料研究室(第 6 研究室)钢组(反应堆材料辐照效应研究创新团队 MIET的前身)开始开展材料辐照效应研究,几十年来,为我国国防力量建设和核能和平利用做出了重要贡献.
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为确保药品质量的可控性与安全性,需对尿素14C胶囊中的杂质核素55Fe进行分析。本工作建立了尿素14C胶囊中55Fe分析测量方法,样品经过AGMP-1阴离子交换树脂2次分离纯化后,用液体闪烁计数器(LSC)测量55Fe的活度,同时计算了尿素14C胶囊样品中放射性杂质核素55Fe的检测限,并对方法的专属性、耐用性和检测限进行了验证。结果表明,放射性杂质核素
为实现对压水堆棒状燃料元件的精细化模拟,本文基于有限元平台MOOSE开发了棒状燃料元件性能分析程序BEEs。针对程序的燃耗、氧化层厚度和燃料温度模块分别进行了对比验证,采用BR3 Rod实验算例验证了长期稳态工况下BEEs程序的整体分析功能。结果表明,BEEs程序能获得合理准确的模拟结果,初步具备了稳态工况燃料性能分析能力。
山东华鲁恒升化工股份有限公司传统产业升级1200kt/a甲醇项目气化装置采用多喷嘴水煤浆加压气化工艺。多喷嘴气化装置于2017年9月28日一次投料开车成功,总体运行状况良好;但运行初期灰水系统灰水pH持续偏低,历时近1a之久,导致低压段设备及管道多处出现腐蚀、泄漏,曾一度困扰系统的正常生产与稳定运行。通过对业内多喷嘴气化装置的运行分析、研究和对比,并结合华鲁恒升的生产实践,认为黑水中的酸性物来源以气化炉内反应产生的甲酸为主,而低压灰水pH低则是由于闪蒸系统中酸性气(CO2)溶于灰水及部分H2S等残留所致。
在我国早期开发的W型试样的基础上,参考ASTM E1921标准,开发了基于W型试样的断裂韧性测试技术,建立了包括断裂韧性计算、数据有效性判定和参考温度T0计算等在内的数据分析方法。在-100~-40℃下开展了国产A508-Ⅲ钢的W型试样和标准1C(T)试样的测试分析和试验数据的有效性评价。结果表明,基于W型试样可得到满足ASTM E1921标准的有效断裂韧性数据,W型试样数据点均在标准1C(T)试样master curve(主曲线)的置信区间内,基于W型试样确定的参考温度T
近日,科学技术部发布国家重点研发计划“先进结构与复合材料”重点专项2021 年度项目申报指南.rn指南中明确指出:2021 年度指南部署坚持问题导向、分步实施、重点突出的原则,
本文介绍了全面禁止核试验条约(CTBT)筹委会临时技术秘书处(PTS)组织的2003年度国际放射性核素实验室能力验证过程。PTS在真实核试验监测数据基础上,通过模拟产生了2003年度能力验证活动的参考γ能谱,能谱中添加了24种裂变产物、5种活化产物和5种天然放射性核素。北京放射性核素实验室分析出了其中的27种核素,核素活度及其活度浓度分析结果与参考值在不确定度范围内一致。利用95Zr和95Nb活度比计算了核事件的零时,与参考值仅相差0.26 d。根据参考谱中裂变
在低流量强迫循环工况下,一部分U型管可能会发生流动反转的现象。通过实验研究了低流量强迫循环条件下一次侧入口温度、一回路总流速、电动调节阀阻力系数以及二次冷却水流量对U型管倒流临界点的影响。结果表明:随一次侧入口温度的增加,倒流临界流速增大;随一回路总流速的增大,倒流时U型管入口温度逐渐增大;从实验结果来看,电动调节阀阻力系数对倒流临界点的影响并不显著;随二次侧冷却水流量的增大,倒流临界流速缓慢下降。
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培育钻石从千禧年就开始慢慢进入商业化市场,但到今天,国内外培育钻石市场的发展状况有了巨大的差距,国外培育钻石产业通过市场手段,逐步推向商业用途的高潮.rn从2000 年开始