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先进压水堆反应堆压力容器面临的脆化问题被引量：1: 1; 作者张敬才《核科学与工程》 CAS 1987年第2期184-187,共4页; 一、引言目前正在研究的APWR的参数和结构与目前已建和建造中的压水堆相比予计不会有重大变化,主要的变化是反应堆寿期增长,如从目前的20—40年增加到40—60年,从而要求RPV的寿期相应增加20年。RPV寿期的增长将加剧容器材料的脆化,这是A... 展开更多; 关键词脆化反应堆核设施辐照监督 RPV; 在线阅读下载PDF 职称材料

烯土元素干扰裂变产物^(149)Sm测定的研究被引量：2: 2; 作者张春华《核科学与工程》 CAS 1987年第2期188-192,共5页; 一、前言 235U热中子裂变产生的裂变产物钐有144Sm、147Sm、149Sm、152Sm、154Sm同位素,其中148m热中子吸收截面最大,约41000靶。149Sm对反应性影响甚大,在反应堆技术中人们又称之为可燃毒物。为了确定裂变产物149Sm的绝对量,一般都采... 展开更多; 关键词 SM 天然原子数稀释剂农药助剂放射性物质裂变产物同位素丰度比; 在线阅读下载PDF 职称材料

次临界系统中瞬发中子衰减常数与反应性的关系被引量：1: 3; 作者彭凤《核科学与工程》 CAS 1987年第2期180-183,共4页; 一、引言中子增殖系统的物理参数测量中,经常通过瞬发中子衰减常数α的测定,来得到系统的反应性ρ或中子有效增殖因子k。瞬发中子衰减常数可以用多种方法测定,如脉冲中子法,频域和时域的相关分析法等。α对系统的次临界度或反应性很敏感... 展开更多; 关键词瞬发中子衰减常数次临界系统次临界度反应性; 在线阅读下载PDF 职称材料

弥散板型燃料芯体强度的测试方法研究: 4; 作者张琴娣《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1990年第2期168-170,共3页; 铝基弥散型燃料元件具有许多优点,广泛应用在研究堆和材料试验堆中。七十年代末期,美国首先提出降低研究堆燃料中铀的丰度研究计划,在降低铀丰度(小于20％U^(235))的同时,需要提高芯体中燃料相的体积含量,这使弥散体的强度降低。因此,... 展开更多; 关键词芯体燃料弥散板型强度测试; 在线阅读下载PDF 职称材料

PWR热工水力实验研究中的模拟问题: 5; 作者陈炳德《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第5期37-42,共6页; 文章对常用的模拟方法、国外已建成的大型实验装置存在的模拟问题及模拟失真对计算程序的影响作了简单介绍,并对如何避免和减少这种影响提出了建议。; 关键词压水堆热工水力实验模拟; 在线阅读下载PDF 职称材料

一个先进压水堆核电厂的非能动安全和经济性能初步分析: 6; 作者闵元佑王建渝 +1 位作者谭祚张森如《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1989年第4期328-335,300+3-4,共8页; 西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计的重点。本文介绍了有关非能动安全系统的设计特点和安全功能,同时对AC-60C的经济性能也做了初步分析。; 关键词压水堆核电厂安全经济性; 在线阅读下载PDF 职称材料

堆物理实验测量技术的发展和展望: 7; 作者曾昌恒《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1991年第1期93-96,79,共5页; 本文简述了堆物理实验测量技术的作用,国内发展简况,现状和展望。; 关键词反应堆物理实验测量; 在线阅读下载PDF 职称材料

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