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),     

AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

在非失水事故（LOCA）事故工况下，AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统（RCS）平均温度冷却至215.6℃，但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证，确定了冷凝水损失途径。因此，执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后，AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。      

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

In an accident of loss of feedwater in an AP1000 plant, the pressurizer was filled with water for a series of improper operations, and the safety valves may not be qualified to re-close following multiple cycles of opening, which is not acceptable in Condition Ⅱ events. The paper analyzes the causes for the filling of water in the pressurizer in this event, that is, the instantaneous evaporation of coolant in the loop during the process of improper depressurization of RCS while the PRHR HX is with sufficient cooling capability. At this time, the water level in the pressurizer level cannot be decreased by opening the reactor vessel head vent valves for emergency letdown. Finally, the recommended measure is provided to prevent the filling of water in the pressurizer during loss of normal feedwater for AP1000 NPP. The RCS pressure should always be higher than the saturation pressure corresponding to the temperature of the hot legs to avoid the coolant evaporation.     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放

AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。