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采用吸铸法制备Zr70Cu13.5Ni8.5Al8非晶合金,采用同步差示扫描量热仪(DSC)和万能试验机对非晶合金显微结构进行表征和力学性能测试,并利用XRD和SEM对试样的相组成和的剪切带观察。研究发现:随着吸铸功率增加,热稳定性、玻璃形成能力不断提高;Zr70Cu13.5Ni8.5Al8非晶合金的锯齿流变现象越明显,综合力学性能越好,其中吸铸功率8 kW时,试样的屈服强度、抗压强度和塑性达到最值,室温综合力学性能最好,且剪切带分布情况最好,但是继续提高吸铸功率,力学性能反而变差。 相似文献
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本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统.这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力.在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱.在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑.实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目.立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献. 相似文献
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以CFD商业软件FLUENT为计算平台,对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟。通过对几种湍流模型的对比,选取在超临界条件下适用性相对较好的SST模型进行计算,分别比较不同热力当量直径和不同水力当量直径下圆管与圆环通道加热面壁温、边界层温度及速度的分布,研究热力当量直径和水力当量直径对超临界水流动传热特性的影响。结果表明,正常传热工况下,水力当量直径对超临界水流动传热特性有很大影响,而热力当量直径几乎无影响。圆环通道内流动传热关系式可基于圆管进行拟合,超临界水流动传热特性的其他影响因素还需进一步研究。 相似文献
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本文在分析脉宽调制器(PWM)单粒子效应主要失效模式的基础上,研制了具备频率异常测试、占空比异常测试和参考电压测试功能的PWM单粒子效应测试系统,并在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器上开展了单粒子效应试验。试验结果表明:单粒子效应会导致PWM输出信号的脉冲丢失和占空比改变,脉冲丢失时间和占空比改变的持续时间有时可达数ms;UC1825AJ型PWM的单粒子效应LET阈值约为4.4MeV·cm2·mg-1,UC1845AJ型PWM的抗单粒子性能受工艺批次的影响较大。 相似文献
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分析小型实验堆大破口事故后,冷端安全注射时在无喷淋无应急排风、有喷淋无应急排风和有喷淋有应急排风3种处置措施下,气溶胶1311I、气载137Cs和133Xe浓度的变化情况.结果表明,喷淋措施对核素131I和137Cs起到了有效降低放射性浓度的作用,但对惰性气体133Xe几乎没有影响;在本文所研究的工况下,若安全系统功能丧失,一旦堆芯裸露导致堆芯熔化,极有可能出现放射性物质外逸.最后通过对事故的虚拟仿真,将整个安全壳内核素放射性浓度变化状况实时、直观地表现出来,实现了精确仿真数据和可视化界面的有机结合. 相似文献
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以小型环隙式离心萃取器为核心器件,设计了一套用于钚元素的环隙式离心萃取系统。该系统在2000 8000 r/min离心转速和1/3-1两相流比(o/a)范围内,水力学性能表现良好,无明显夹相;以0.1 mol/L TOPO/环己烷为萃取体系,0.01 mol/L草酸溶液为反萃体系,在短时间内完成6 mol/L HNO3溶液中Pu(IV)的萃取分离操作,其中两级萃取率大于90%,单级反萃率超过96%,显示出该系统萃取速度快、效率高的特点,可用于钚元素的快速提取。 相似文献
100.