简介：考察了锆助剂含量对钴基催化剂的结构及费－托合成反应性能的影响。结果表明，随着锆含量的增加，甲烷的生成受到抑制，重质烃选择性提高，重质烃合成的操作温度区间加宽，且催化剂仍保持较高的活性。TPR，H2－TPD，XRD及EXAFS等表征结果表明，锆助剂单层分散与硅胶表面，而钴以一定尺寸的聚集态存在；随着锆含量的增加，锆覆盖的硅胶表面增加，裸露的硅胶表面减小，而钴的分散度几乎不变。这使得钴锆界面增大，钴硅界面减小，有利于重质烃的生成。另外，H2－TPD结果还表明，催化剂存在有从钴到锆硅载体的氢溢流。

简介：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：

简介：本文用EXAFS对三种钴基合成柴油催化剂进行了表征，结果表明Co-Zr共沉淀催化剂与Co/Zr浸渍型催化剂钴物相主要为Co3O4,Co-Zr-Si混合沉淀型催化剂钴物相主要为Co2SiO4，共沉淀催化剂钴的配位数明显降低，钴锆相互分散好，接触界面大，因而反应活性高，重质烃选择性高，而混合沉淀型催化剂Co2SiO4物相在预处理条件下难以还原，所以反应活性低，重质烃选择性较差。

简介：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。

简介：燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆（CLEAR-I）燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

简介：本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化，目标是使得各个组件组成的系统性能最佳，即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后，通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系，近似为一条一次函数直线，因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

简介：提出了当多孔体系的小角X射线散射不遵守Porod定理的情况下，应用Debye法（相关函数法）和Guinier法（逐级切线法和多级斜线法）计算它们的平均孔径的方法。对不同制备条件下部分二氧化硅干胶凝的测试，取得了比较一致的结果，并与氮气吸附法测定结果进行了对比。

简介：1现状调查在电厂,汽轮机再热阀是控制蒸汽由高压缸进入低压缸的重要设备,依靠阀门开度大小从而控制蒸汽进入低压缸的流量,进而影响机组运行功率,对于调控机组的安全稳定运行有重要意义.

简介：

简介：核电厂温排水对生态环境造成的负面影响（即热污染）日益引起社会的关注，本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足，以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究，为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。

简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：通过NH4NO3溶液处理商业硅胶，制备了一种新的担载型Co/SiO2催化剂体系以及用于F－T合成重质烃反应。固定床优选条件下的运行结果表明，在该催化剂上的CO转化率可达到90％以上，目标产物C5^+选择性可达到80％以上。采用XAFS（X射线吸收精细结构）技术研究了该催化剂的物相结构，结果表明，处理后的硅胶与钴物种之间的相互作用明显减弱，钴物种的配位情况由Co-t向Co-o转变，使催化剂在工业还原条件下的还原度大大提高。

简介：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：通过原位浸渍法把FeSO4和其它助剂共同浸渍在两种烟煤上，考察了以FeSO4为主要前驱体的催化剂对这两种煤直接液化的活性与选择性，以及其对液化产物－甲苯可溶物分子量的影响作用，并通过EXAFS和SAXS表征揭示了催化剂在煤上的化学态和粒径分布，结果表明：在一定的反应条件下，FeSO4和两种助剂分别共浸渍在两种煤上时，煤的总转化率及沥青烯和轻质产物的产率均比不添加催化剂时的结果提高1倍左右，与铁的硫化物相比，以FeSO4为主要前驱体的催化剂沥青烯和轻质产物具有较高的选择性，生成的重质甲苯可溶物具有较大的分子量；EXAFS和SAXS表明，原位浸渍在煤上的FeSO4表现为纳米相，助剂Na2S和尿素的添加主要改变了Fe原子周围的配位原子种类以及它们的成键方式，而对其颗粒分布影响较小，催化剂在汾西煤上的分布较其在兖州煤上的差一些。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：