Magnetic field enhanced radio frequency ion source and its application for Siincorporation diamond-like carbon film preparation

Various ion sources are key components to prepare functional coatings,such as diamond-like carbon(DLC)films.In this article,we present our trying of surface modification on basis of Si-incorporation diamond-like carbon(Si-DLC)produced by a magnetic field enhanced radio frequency ion source,which is established to get high density plasma with the help of magnetic field.Under proper deposition process,a contact angle of 111°hydrophobic surface was achieved without any surface patterning,where nanostructure SiC grains appeared within the amorphous microstructure.The surface property was influenced by ion flow parameters as well as the resultant surface microstructure.The magnetic field enhanced radio frequency ion source developed in this paper was useful for protective film applications.     

国外最新消息

美国NRG能源公司将建造更多的核电厂美国NRG能源公司执行总裁David Crane表示,公司将拥有更多的核电厂,包括计划在得克萨斯州建造的两座机组。(编译自路透社2007年11月6日报道)     

《原子能科学技术》征稿简则

须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论);关键词3～8个。3)文稿应采用阿拉伯数字进行分级编号。引言不编号,也不写引言字样。4)基金项目名称及项目编号、作者简介(第1作者姓名(出生年—)、性别(民族,汉族略)、籍贯、职称、学位、从事     

国外最新消息

切尔诺贝利核电机组完成最后一次卸料工作2008年4月23日,切尔诺贝利核电厂完成了其3号机组的最后一次卸料工作。此次卸料工作的完成,意味着切尔诺贝利核电厂已完成了所有的机组卸料工作。(编译自世界核新闻网站2008年4月24日报道)     

国际原子能机构成员国

1957年阿富汗、阿尔巴尼亚、阿根廷、澳大利亚、奥地利、白俄罗斯、巴西、保加利亚、加拿大、古巴、丹麦、多米尼加共和国、埃及、萨尔瓦多、埃塞俄比亚、法国、德国、希腊、危地马拉、海地、罗马教廷、匈牙利、冰岛、印度、印度尼西亚、以色列、意大利、日本、大韩民国、摩纳哥、摩洛哥、缅甸、荷兰、新西兰、挪威、巴基斯坦、巴拉圭、秘鲁、波兰、葡萄牙、罗马尼亚、俄罗斯联邦、塞尔维亚和黑山、南非、西班牙、斯里兰卡、瑞典、瑞士、泰国、突尼斯、土耳其、乌克兰、英国、美国、委内瑞拉、越南1958年比利时、厄瓜多尔、芬兰、伊朗伊斯兰共和国、卢森堡、墨西哥、菲律宾、苏丹     

前言

由中国文物保护技术协会释光与电子自旋共振测定年代专业委员会(挂靠在上海博物馆)和中国国家地震局地质研究所共同主办的全国第十次释光(Luminescence)与电子自旋共振(ESR)测定年代学术讨论会于2006年11月6-10日在杭州的浙江省地震局培训中心召开.来自内地和香港的大学、中国科学院及部委研究所和文博系统32个单位的专家、学者出席了讨论会.这次讨论会共有27篇论文在会上作了交流,内容涉及热释光(TL)、光释光(OSL)和电子自旋共振测定年代的理论、方法和技术;考古和地质样品年代的测定及其应用;陶瓷器古剂量的测定;释光特性与矿藏成因;热释光、光释光测量仪器研制和改进等.本选编辑录了其中13篇论文予以发表.     

一株耐辐射菌的分离与初步鉴定

对新疆古尔班通古特沙漠土样中分离到的一株耐辐射菌RL2进行了多相分类鉴定.结果发现,此菌为革兰氏阳性,球形,菌落为淡红色;菌株的(G C)mol%含量为71.62%;16S rDNA序列分析表明,菌株RL2的16S rDNA基因序列与D.radiodurans DSM20539T同源性最高(97.2%).通过表型及系统进化树分析,确定RL2菌种分类应归于Deinococcus菌属,并可能是该菌属中的-个新种.     

Activated persulfate by DBD plasma and activated carbon for the degradation of acid orange Ⅱ

In this study, the effect of activated peroxydisulfate(PDS) by dielectric barrier discharge(DBD) plasma and activated carbon(HGAC) on the removal of acid orange Ⅱ(AOⅡ) was investigated. The effects of applied voltage, PDS dosage, HGAC dosage, initial pH value, and inorganic anions on the removal rate of AOⅡ were discussed. The main free radicals degrading azo dyes during the experiment were also studied. Experimental results show that the removal rate of AOⅡ in DBD/HGAC/PDS synergistic system is much higher than that in the single system. With the applied voltage of 16 kV, HGAC dosage of 1 g l-1, PDS and AOⅡ molar ratio of 200:1, initial pH value of 5.4 and concentration of AOⅡ solution of 20 mg l-1, the removal rate of AOⅡ reached 97.6% in DBD/HGAC/PDS process after 28 min of reaction.Acidic and neutral conditions are beneficial for AOⅡ removal. Sulfate and hydroxyl radicals play an important role in the removal of AOⅡ. Inorganic anions are not conducive to the removal of AOⅡ.     

《核科学与工程》征稿简则

1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板","版权协议模板"、"论文审查证明模板.请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:①投稿全文;②单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),     

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

为获得螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG)螺旋换热管内两相流动换热特征,以国际革新安全反应堆(IRIS)HCOTSG为研究对象建立了HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型,分析了稳态工况下,不同二次侧给水流量对HCOTSG热工水力参数产生的影响,并将所建立的HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型与计算流体力学软件(CFX)三维流动换热计算相结合,对HCOTSG稳态工况下螺旋管内精细的热工水力参数进行计算。通过HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型计算得到HCOTSG稳态工作时沿管程的相关热工水力参数;通过CFX三维模拟发现螺旋管横截面流体流速和温度分布不均匀现象,得到螺旋内侧流体温度高于螺旋外侧,螺旋内侧流体速度低于螺旋外侧,螺旋内侧流体比螺旋外侧流体先开始沸腾的结论。因此,本研究对于HCOTSG稳态运行和螺旋换热管事故分析具有指导作用。     

液态金属螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟研究

螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)是一种蒸汽发生器常用形式。得益于其特殊的优势,HCOTSG被广泛用于各类反应堆动力系统中。本文提出了利用计算流体力学软件（FLUENT）对液态金属HCOTSG的壳侧液态铅铋、管侧两相流体进行耦合流动传热计算的CFD方法,并通过与相关实验研究结果的对比验证了数值模拟方法的正确性。在此基础上,本文对HCOTSG在典型工况下开展了数值模拟计算,得到蒸汽发生器内部的热工水力参数分布情况,并对其内部的流动换热特性进行分析。本研究为液态金属HCOTSG流动换热特性研究及结构设计优化提供新的思路方法。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

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。     

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。     

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。      

套管式双面加热蒸汽发生器的热工水力分析

为研究套管式双面加热蒸汽发生器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述蒸汽发生器物理现象的一维均匀流数学模型。应用该模型，开发了可计算稳态和瞬态工况下一回路和二回路冷却剂温度场、焓场的直流蒸汽发生器热工水力程序。计算结果对直流蒸汽发生器结构设计、运行具有指导意义。      

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。     

燃料组件稳态回路辐照考验多热工参数耦合特性研究

燃料组件稳态回路辐照考验是研究组件抗辐照性能的关键环节,鉴于回路辐照考验热工参数对试验运行的重要性,本文针对稳态辐照考验回路,结合燃料组件对回路辐照考验热工参数的需求,分析了一次水流量及入口温度发生变化、装置内部存在换热以及不同换热器运行方式下回路系统的关键热工参数耦合特性。研究表明,随着换热器一次水入口温度和流量的下降,主换热器的最大换热功率有明显下降,在严重偏离设计工况下,主换热器换热能力存在不能满足燃料组件辐照运行的风险。同时,辐照装置内部换热对主换热器换热极为不利。在回路运行温度需求较高,而装置内部换热较强情况下,主换热器二次水流量的设计裕量不能低于装置内的热交换比例,且该裕量取值需趋大。两台主换热器并联运行的优势主要体现在较大一次水流量情况,且存在一个较小的一次水流量,使得单台换热器独立运行与两台换热器并联运行时的换热能力一致,低于该流量比例时,两台换热器并联运行时的换热能力反而弱于单台换热器运行。      

Sensitivity analysis of the MASLWR helical coil steam generator using TRACE

Accurate simulation of transient system behavior of a nuclear power plant is the goal of systems code calculations, and the evaluation of a code's calculation accuracy is accomplished by assessment and validation against appropriate system data. These system data may be developed either from a running system prototype or from a scaled model test facility, and characterize the thermal hydraulic phenomena during both steady state and transient conditions. The identification and characterization of the relevant thermal hydraulic phenomena, and the assessment and validation of thermal hydraulic systems codes, has been the objective of multiple international research programs. The validation and assessment of the best estimate thermal hydraulic system code TRACE against the Multi-Application Small Light-Water Reactor (MASLWR) Natural Circulation (NC), helical coil Steam Generator (SG), Nuclear Steam Supply System (NSSS) design is a novel effort, and is the topic of the present paper. Specifically, the current work relates to the assessment and validation process of TRACE code against the NC database developed in the OSU-MASLWR test facility. This facility was constructed at Oregon State University under a U.S. Department of Energy grant in order to examine the NC phenomena of importance to the MASLWR reactor design, which includes an integrated helical coil SG. Test series have been conducted at this facility in order to assess the behavior of the MASLWR concept in both normal and transient operation and to assess the passive safety systems under transient conditions. In particular the test OSU-MASLWR-002 investigated the primary system flow rates and secondary side steam superheat, used to control the facility, for a variety of core power levels and Feed Water (FW) flow rates. This paper illustrates a preliminary analysis, performed by TRACE code, aiming at the evaluation of the code capability in predicting NC phenomena and heat exchange from primary to secondary side by helical SG in superheated condition and to evaluate the fidelity of various methods to model the OSU-MASLWR SG in TRACE. The analyses of the calculated data show that the phenomena of interest of the OSU-MASLWR-002 test are predicted by the code and that one of the reasons of the instability of the superheat condition of the fluid at the outlet of the SG is the equivalent SG model used to simulate the different group of helical coils. The SNAP animation model capability is used to show a direct visualization of selected calculated data.