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本文叙述了室温和高温水中 Na_3PO_4同 CaCl_2反应的结果.室温下,Na_3PO_4与 CaCl_2反应速率很慢。280℃时,2小时后反应完全.反应产物有 Ca(OH)_2及 Ca_5(PO_4)3(OH),其含量与水中的 Na_3PO_4及 CaCl_2有关,它们控制了水的 pH. 相似文献
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Zr—4合金中第二相的研究 总被引:6,自引:0,他引:6
应用透射电子显微镜研究了Zr-4合金经各种热处理后的微观结构,确定了第二相的晶体结构。经β相固溶处理后,板条α-Zr晶界上析出的第二相为C_(15)型Zr(Fe、Cr)_2Laves相,重新在α相区不同温度加热后存在C_(15)型私C_(14)型两种结构的Zr(Fe、Cr)_2Laves相。此外,本文对Zr-4合金中第二相的种类进行了讨论。 相似文献
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B4C—Zr—2可燃毒物的辐照性能及其评价 总被引:1,自引:0,他引:1
对用于压水堆的 B_4C-Zr-2弥散体可燃毒物进行的辐照和分析表明:B_4C-Zr-2弥散体可燃毒物经(0.45-2.19)×10~(21)n/cm~2辐照后,其辐照稳定性好,芯块直径仅增加0.1-0.25%,氦气释放量小,当中子积分通量达到1.26×10~(21)n/cm~2时,其~(10)B 燃耗大于99%。 相似文献
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采用对开式拉伸法(NOL环法),对反应堆中常用构件Zr-4合金薄壁细管,在不同温度条件下进行了环向拉伸试验。通过对拉伸曲线的修正和炉内试样颈缩处承载面积的确定,得到了Zr-4合金管在不同温度条件下,环向拉伸的真应力-真应变关系及强度、塑性指标。 相似文献
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蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是压水堆核电站大修的一项重要工作, 具有较高的辐射风险。本文介绍了CPR1000型核电机组蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板的相关工作和在工作中如何通过辐射风险分析、优化人力安排、强化模拟培训、落实经验反馈等措施, 从而降低集体剂量的实践过程, 目的是总结经验, 为今后其他同类机组大修开展相同工作提供改进建议。 相似文献
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测定了不同热处理状态下室温和400℃时Zr-4合金的常规力学性能和低周疲劳性能数据。借助于透射电子显微镜观察了疲劳变形亚结构。结果表明:相同循环应变幅下,室温和400℃下再结晶试样有较好的低周疲劳性能。{101^-0}柱面滑移旬Zr-4主要变 形方式;高温、高循环应变幅条件下,则可能使锥面滑移被激活。室温下典型的疲劳亚结构是平行的位错线,400℃下消除应力试样形成了矩形位错胞,再结晶试样则形成了拉 相似文献
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在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。 相似文献
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阎春光 《核电子学与探测技术》1994,14(2):70-80
用费米理论对50多种核素不同端点能量分支的β谱形、平均能量和计数效率进行了计算。在30~4140keV能量范围,用了约200个数据点得到了精密的β射线平均能量和最大能量的关系。使用计算的数据,对于具有低能和高能β射线和低能内转换电子的核素,在计数率较低的情况下,用Campion参数法得到的衰变率的总不确定度有了较大的改善。 相似文献
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Zr-4合金是压水堆核电厂核燃料包壳使用的材料,本文按照我国的相关国家标准测试了材料的常温常规力学性能和应变疲劳性能。得到Zr-4合金在常温条件下的力学性能参数和疲劳裂纹疲劳性能参数。 相似文献
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本文报道了一种用于核设施周围环境和工作场所气载放射性碘监测的 DQ—01型碘取样器的性能试验结果。试验测定了采样流量、相对湿度及温度等因素对该取样器捕集放射性碘的效率的影响。试验结果表明,在环境温度和相对湿度小于95%下,即使取样流速高达1061 cm/s,床深6 cm 的取样器对甲基碘的捕集效率也大于95%。 相似文献
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