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991.
目前我国在运核电厂和其他所有堆型(CPR1000、EPR和AP1000)的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。 相似文献
992.
993.
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
994.
995.
996.
以粒度为5μm的粗WC颗粒和粒度为1μm的细WC颗粒为原料,采用6种不同的粗/细颗粒质量配比,通过低压烧结制备Co含量(质量分数,下同)为7%的低钴WC–Co硬质合金,测试材料的抗弯强度、断裂韧性和硬度,并采用扫描电镜(SEM)观察材料的微观组织、弯曲断口形貌及裂纹扩展情况,研究粗颗粒WC含量对低钴硬质合金组织与性能的影响。结果表明,随粗颗粒WC含量增加,WC晶粒度的分布表现为明显的双峰结构特征,从合金的弯曲断口观察到裂纹偏转以及穿晶断裂数量显著增加,以此阻碍裂纹扩展,从而提高合金的韧性。合金硬度随粗颗粒WC含量增加而下降。当粗颗粒含量(质量分数)为50%时,WC-7%Co硬质合金具有较好的综合力学性能,其硬度(HV30)为15.9 GPa,抗弯强度和断裂韧性分别为2 490 MPa和11.39 MPa·m1/2。 相似文献
997.
998.
以锌粉和铝粉为原料,采用热喷涂工艺在A3钢板上制备TJPTZA1、TJPTZA2、TJPTZA3和TJPTZA4涂层.研究了不同涂层以及纯锌、纯铝抵抗海水的腐蚀能力.采用盐雾分析法分析不同涂层的耐腐蚀程度,采用高倍显微镜观察不同腐蚀时间的薄膜表面形貌.结果表明:TJPTZA2、TJPTZA3的耐腐蚀性好于Al和Zn,认为是锌铝合金热喷涂层中的锌铝原子相互作用减缓了氯离子等物质的腐蚀. 相似文献
999.
1000.
运用CaO-Al2O3-SiO2三元系的熔点和等αAl2O3相图,分析了CaO-Al2O3渣系净化剂降低钢液中氧化物夹杂的能力与其组成的关系。从热力学角度看,CaO/Al2O3比值高(1.6~2.0),则αAl2O3低(≤0.02),有利于钢液中氧化物夹杂的降低;从动力学角度看,CaO/Al2O3低(1.1~1.26),则熔点低(〈1400℃),有利于钢液中氧化夹杂的排出。净化剂组成的优化结果表明,适宜的CaO/Al2O3比值为1.41~1.74,净化剂αAl2O3较低(0.02~0.04),熔点较低(〈1450℃)。工业性试验表明,优化后的净化剂净化钢液效果显著。 相似文献