高职院校财务会计课程改革的“微课程”研究

在我国素质教育改革发展的历史进程中,微课程作为全新的教育产物走进了广大受众的视线。和传统教育有区别的是微课以信息技术为传播方式的一种教育模式,而传统教育则是板书式讲解。微课程的只要特点是:信息量大、内容精简、专业。许多高职院校都将微课程应用到财务会计课程改革领域里面,使原本乏味的内容变得更加生动、直观,易于学生接受。因此,未来更好的是微课程在高职院校财务会计课程改革中发挥作用,本文将重点分析研究微课程在高职院校财务会计课程改革中的发展策略。     

伊宁铀矿某矿床地浸浸出液中平均铀质量浓度的预测

介绍了矿床采区浸出液中平均铀质量浓度的预测原理、方法和实例，并讨论了存在的问题。     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要，中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求，以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围，基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能，利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究，通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能，综合评估了材料的辐照性能，并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析，结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一.结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路.本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况.     

方管内液态铅锂流动MHD压降初步测量与分析

磁流体动力学(MHD)实验是研究聚变堆包层内液态铅锂在强磁场环境下流动特性的重要方法。本文基于中国多功能液态铅锂实验回路DRAGON-IV开展方管MHD压降测量实验,在磁场强度为1.88T和最大铅锂流量为0.36m~3/h时,方管实验段均匀磁场区压降为13.27kPa,与理论值偏差为2.30kPa,并对导致实验误差的因素进行了分析。     

液态锂铅回路冷阱过滤芯捕集效率数值分析

液态锂铅纯化技术是聚变堆锂铅包层关键技术之一,冷阱是锂铅在线纯化的常用装置。鉴于冷阱过滤芯捕集杂质的效率难以在线测量,本文利用Fluent中离散相模型(DPM模型)对某些影响过滤芯捕集效率因素进行了数值模拟,得出了三种规格单层过滤芯周围的离散相浓度场分布及捕集效率。结果显示:在考虑杂质结晶析出速度的前提下,增大流体速度和降低过滤芯孔隙率可以提高过滤芯对杂质的捕集效率,且速度增大到一定数值之后,过滤芯对杂质捕集的效率增速减缓。相关结果可为冷阱过滤芯的的优化设计及液态金属流速的确定提供理论依据与参考。     

填砾工艺在地浸钻孔施工中的应用

填砾式结构作为一种比较先进的钻孔结构,自运用到我国地浸生产钻孔以来,其施工技术已相对成熟,施工工艺也从静水填砾发展到动水填砾,特别是动水上升流填砾工艺已广泛得到应用,在大量实践中积累了丰富经验,使填砾式钻孔结构的施工工艺进一步完善.     

Neutronics Optimization of Tritium Breeding Blanket for the FDS

Neutronics optimization calculations have been performed for the tritium breeding blankets with solid ceramic breeder Li2O and liquid eutectic breeder Li17Pb83,respectively,based on a 2-D geometrical configuration using the Monte Carlo neutron-photon transport code MCNP/4B.The effects of beryllium.^6Li enrichment and various structural materials on Tritium Breeding Ratio have been systematically analyzed.     

紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。