重离子径迹模板中组装半导体CdS一维纳米材料

用重离子辐照的聚碳酸酯为模板,采用电化学沉积法制备了半导体CdS纳米线和纳米管.通过选用不同蚀刻时间的模板,得到了直径20～100 nm、长度20～30 μm范围、粗细均匀且具有纤维锌矿结构的CdS纳米线与纳米管.利用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)和透射电子显微镜(TEM)对CdS纳米线与管的形貌和晶体结构特征进行了表征.     

擦拭样品中铀微粒甄别技术的研究

基于裂变径迹原理对擦拭样品中微米量级铀微粒筛选技术进行了研究.研究内容包括擦拭样品与载体分离、样品在裂变径迹片上沉积、样品辐照以及化学刻蚀、铀微粒筛选等.文章中对各实验环节进行细致描述和讨论.研究发现:(1)以无尘滤纸、脱脂棉、Texwipe牌TX304型棉布为擦拭载体的样品经过400℃ 6 h灰化为较好的分离方法;(2)经热中子辐照和化学刻蚀后裂变径迹主要呈星状和坑状.其中235U含量高的微粒对应于坑状径迹,含量低的微粒对应于星状径迹;(3)采用新的定位方法能够筛选出铀微粒.     

低能氮离子注入香菇生物学效应的研究

本文用能量为 15 keV,而注量不同的氮离子注入对武香一号香菇进行诱变,分析了不同注量下菌丝长速,菌丝生物量以及多糖含量的变化,对该低能离子与微生物间的作用规律进行了初步探索,为进一步筛选出多糖高产菌株提供前提.实验结果表明菌丝长速,菌丝生物量及多糖含量随不同注量的变化情况基本遵循"马鞍型曲线".注量小时菌丝日均长速较快,随着注量的增大,菌丝日均长速呈下降趋势,但在1.5×1016cm-2附近,菌丝长速有短暂回升.在注量较小时,随着注量的增加,菌丝生物量及多糖含量先升高后降低,注量为4×1015cm-2时,两者均达到最大值,而后会出现小的波动,注量增加到1.5×1016cm-2时,菌丝生物量及多糖含量又会达到-个较大的峰值.通过发酵动力学分析,研究了香菇液体菌种培养过程中菌丝球数量及形态、摇瓶总重、pH值、多糖含量等指标的变化情况,绘制该菌发酵产糖的过程曲线,这将为诱变前后液体发酵过程的控制提供参数.     

放疗后早期肿瘤组织内99Tcm-rh-Annexin Ⅴ分布与Survivin、Caspase-3蛋白表达的相关性研究

采用99Tcm-rh-AnnexinⅤ作为核素凋亡显像示踪剂,观察小鼠放疗后早期肿瘤组织内Survivin、Caspase-3蛋白表达。结果显示,放疗组肿瘤组织内99Tcm-rh-AnnexinⅤ分布、TUNEL检测阳性细胞数及Caspase-3蛋白表达均明显多于对照组,Survivin蛋白表达A组明显高于B组,差异均存在显著性（P均<0.01）。相关性研究表明,肿瘤组织的放射性摄取与TUNEL阳性细胞数呈明显正相关（r=0.942,P=0.000）;肿瘤组织内Survivin蛋白表达与Caspase-3蛋白表达呈明显负相关（r=-0.836,P=0.000）。肿瘤组织内99Tcm-Annexin Ⅴ分布与Caspase-3蛋白表达呈明显正相关（r=0.948,P=0.000）,与Survivin蛋白表达呈明显负相关（r=-0.819,P<0.01）。以上结果提示,肿瘤组织内99Tcm-rh-AnnexinⅤ的分布可以反映放疗后早期肿瘤组织细胞凋亡的状况以及凋亡调控蛋白Survivin、Caspase-3表达水平的变化。     

放射治疗中肿瘤靶区勾画的主观差异性分析

为了解医生的主观因素在肿瘤靶区(GTV)勾画中产生差异性并分析其原因,对肿瘤处在身体不同部位的12例病人的CT定位图像,组织了来自放射治疗和影像诊断的6位医师进行了GTV勾画,计算病人GTV的体积值及其变化范围,比较两个学科和两次勾画所产生的差异性.结果表明,9位病人GTV体积最大值/最小值比值＜2,3位病人的项比值＞2;16%的体积值对体积平均数的变动范围＞±25%.在已知影响准确性的重要客观因素一致的条件下,造成差异性的主要原因是医生间学科的不同,影像科医生比放疗科医生的变异性小、准确性高.因此,在确定GTV时,对于因主诊医生主观因素产生的误差要引起重视,放射治疗医生加强影像诊断学知识学习与协作,建立、完善并认真执行相关的QA与QC规程是解决问题的主要方法.     

三代核电自主化依托项目的工程建造管理模式

2007年7月24日,国家核电技术公司、三门核电有限公司、山东核电有限公司、中国技术进出口总公司,与美国西屋联合体及分包商分别签订了第三代核电自主化依托项目4个机组的核岛设计及部分主设备采购合同;国家核电技术     

国外最新消息

伊朗总统宣布已开始安装6000台新离心机伊朗总统艾哈迈迪·内贾德2008年4月8日宣布,伊朗已开始在纳坦兹铀浓缩基地安装6000台新的离心机。(编译自法新社2008年4月8日报道)     

高压氘氚气氛下不锈钢吸附氚的初步研究

本工作对于氚在不锈钢表面的吸附和解吸行为进行了初步研究.样品在n(D)∶n(T)=1∶1,230℃时,15 MPa下恒温8 h后,接着在27 MPa下恒温6 h的情况下进行了氚的吸附,测量了室温下和加热到1173 K时的解吸氚量和总吸附量.其结果如下:不锈钢的总吸附氚量是857.4 MBq·cm-2,不锈钢的解吸氚量是722.2 MBq·cm-2;在本实验的条件下,在室温和加热条件下,不锈钢所释放的氚中,化学成分主要是HTO和HT两部分,大部分以HT形式存在;不锈钢的自由氚占吸附总氚量的7.34%;不锈钢的热解吸谱存在三个解吸峰,其解吸温度分别为439、530和843K.     

Continuous compositional spread investigation of SiC-based thin films prepared by MW-ECR plasma enhanced magnetron co-sputtering

A kind of combinatorial material methodology,also known as continuous compositional spread method,was employed to investigate the relationship between the optical band gap and composition of SiC thin films.A wide range of SixCy thin films with different carbon contents have been successfully deposited in a single deposition by carefully arranging the sample position on the substrate holder.The films were characterized by surface profiler,x-ray photoelectron spectroscopy,ultraviolet-visible spectroscopy,fourier transform infrared spectroscopy and Raman spectroscopy.The carbon content y increases linearly from 0.28 to 0.72 while the sample position changed from 85 to 175 mm,the optical band gap changed between 1.27 and 1.99 eV,the maximum value corresponded to the stoichiometric SiC sample at the position of 130 mm,which has the highest Si?C bond density of 11.7×10^22 cm^-3.The C poor and C rich SixCy samples with y value less and larger than 0.5 were obtained while samples deviated from the position 130 mm,the optical band gap decreased with the Si?C bond density.     

全国核与辐射设施退役学术研讨会简介

在国家政府有关部门及中核集团公司支持下,由中国核学会辐射防护分会会同相关学会于2007年11月5日至10日在四川绵阳召开了全国核与辐射设施退役学术研讨会.     

直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟

直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热，其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究，获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征，并进一步探究了一个周期内不同时刻的二次侧流体的质量流量、热流密度及管壁温度的瞬时轴向分布以及二次侧入口节流对流动振荡的影响。结果表明:对流加热工况下轴向热流分布主要取决于一次侧流体和二次侧流体之间的温差。当直流蒸汽发生器内发生密度波振荡时，一次侧出口温度及总加热功率均剧烈振荡。干涸点的位置大幅移动，且其附近的壁温强烈波动，可通过增大二次侧入口节流抑制流动振荡。      

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。     

不同运行工况下蒸汽发生器热工水力稳态特性数值研究

基于相似模化理论建立了蒸汽发生器一、二回路流体及传热管流 固耦合传热的单元管三维物理模型,对大亚湾核电厂蒸汽发生器不同工况下的热工水力稳态特性进行了数值模拟研究。采用热相变模型描述二回路汽液两相流动与换热、流-固耦合模型描述一回路冷却剂借助U型管与二回路流体换热。数值计算结果表明：满负荷运行时,传热管内壁温度变化趋势与一次侧流体基本一致,外壁温度与二次侧流体温度变化趋势相同;截面平均含汽率沿传热管高度的升高呈上升趋势,出口质量含汽率与大亚湾核电厂实际运行参数相符;随负荷降低一回路出口温度基本不变,二回路出口温度升高,质量含汽率及传热系数下降,平均传热系数与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合。     

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m2。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。      

基于流热固耦合的核电蒸汽发生器传热管热应力数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对一、二回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。计算结果表明：二回路出口质量含汽率为24.5%,冷却剂出口温度为296.2 ℃,均与大亚湾蒸汽发生器实际运行参数相符;传热管热应力与其壁面温差分布一致,且沿壁厚方向先减小后增大,并存在中性层,传热管最大热应力为54.5 MPa。研究结果为蒸汽发生器的优化设计及安全运行提供了一定的理论支撑。     

套管直流蒸汽发生器流动不稳定性研究

由于两相流不稳定性在实际应用中的重要性，许多学者对其本质进行了大量的研究。本文从基本的守恒方程出发，建立了1套完整分析套管直流蒸汽发生器流动不稳定性的数学计算模型。此模型采用均相流和相间热力学平衡假设，并考虑了管壁的蓄热。此模型还被用于研究系统压力，质量流速，进口过冷度，进、出口节流和内、外径之比对流动不稳定性的影响。     

管道倾斜角度对超临界CO2管内换热特性的影响

在恒热流加热工况下,对超临界CO₂在不同倾角的微细圆管内混合对流换热进行了数值模拟。采用FLUENT软件分析了不同倾角时管内截面温度、轴向速度、二次流、上母线传热系数、周向壁面温度和Nu_w的变化规律,并引入相对二次流动能定量表示二次流强度。研究发现：倾斜管内顶部流体温度高于底部,周向Nu_w在底部高于顶部,速度分布不是中心对称且其峰值出现在管中心轴线下侧;浮升力引发的二次流先增大后减小,且在靠近入口处达到峰值;倾斜管内上母线温度高于下母线,上母线传热系数在拟临界温度附近达到峰值。通过水平管中浮升力判据,得到了浮升力对对流换热的影响规律。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

Heat transfer characteristics of horizontal steam generators under natural circulation conditions

This paper deals with the heat transfer characteristics of horizontal steam generators, particularly under natural circulation (decay heat removal) conditions on the primary side. Special emphasis is on the inherent features of horizontal steam generator behaviour. A mathematical model of the horizontal steam generator primary side is developed and qualitative results are obtained analytically. A computer code, called HSG, is developed to solve the model numerically, and its predictions are compared with experimental data. The code is employed to obtain for VVER 440 steam generators quantitative results concerning the dependence of primary-to-secondary heat transfer efficiency on the primary side flow rate, temperature and secondary level. It turns out that the depletion of the secondary inventory leads to an inherent limitation of the decay energy removal in VVER steam generators. The limitation arises as a consequence of the steam generator tube bundle geometry. As an example, it is shown that the grace period associated with pressurizer safety valve opening during a station black-out is hours instead of the 5–6 hours reported in several earlier studies. (However, the change in core heat-up timing is much less—about 1 h at most.) The heat transfer limitation explains the fact that, in the Greifswald VVER 440 station black-out accident in 1975, the steam generators never boiled dry. In addition, the stability of single-phase natural circulation is discussed and insights on the modelling of horizontal steam generators with general-purpose thermal-hydraulic system codes are also presented.