简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：当今离子束分析技术涉及生命科学应用方面最令人瞩目的进展是核子微探针技术的建立和发展，北京同步辐射国家实验室的同步辐射X射线荧光微探针系统具有很高的探测灵敏度(相对灵敏度为百万分之一，绝对含量可达l0-l0g)，这些都是常规化学分析方法不能做到的，也是传统电子微探针和溅射离子显微镜难以解决的问题。本项研究正是使用当今先进的核微探针技术，探测骨矿无机物质的分布和流失途径，深入研究骨质疏松症发病机理，为骨质疏松症的预防和药物治疗提供高水平的理论依据和鉴别手段。

简介：

简介：原位XAFS方法研究NiB纳米非晶态合金在78K至573K温度范围的结构特点。结果表明：在78K时，NiB样品的第一配位峰的位置和强度分别为2．06A、396．4，其强度只有Ni箔第一配位峰强度的25％左右；300K时，第一配位峰的位置和强度分别2．08A、255．9；573K时，第一配位峰的位置和强度分别为1．87A、155．4。温度从78K升至300K，第一配位峰的位置变化不大，但峰强度降低35％左右：温度继续升至573K时，峰的位置较78K的向小的方向移动0．20A，并且强度降低了60％。这表明随着测量温度的升高，NiB纳米非晶态合金中Ni原子周围的热无序度显著增加。

简介：原位XAFS方法研究NiB纳米非晶态合金在78K至573K温度范围的结构特点。结果表明：在78K时，NiB样品的第一配位峰的位置和强度分别为2．06A、396.4，其强度只有Ni箔第一配位峰强度的25％左右；300K时，第一配位峰的位置和强度分别2．08A、255．9；573K时，第一配位峰的位置和强度分别为1．87A、155．4。温度从78K升至300K，第一配位峰的位置变化不大，但峰强度降低35％左右；温度继续升至573K时，冷的位置较78K的向小的方向移动0．20A，并且强度降低了60％。这表明随着测量温度的升高，NiB纳米非晶态合金中Ni原子周围的热无序度显著增加。

简介：本文采用XRD，EXAFS等手段考察Co载量对催化剂结构的影响，并关联其合成醇活性。活性炭担载的硫化态Co-Mo-K样品中，Mo主要以MoS2物种形式存在于活性炭的表面上，而Co在低Co载量时主要形成“Co-Mo-S”相，在高Co负载量时会有部分类Co9S8的物相出现。经Co助剂修饰后的催化剂显示出良好的合成醇催化性能，Co助剂有利于合成C2+醇。Co/Mo原子比为0．5时表面“Co-Mo-S”相可能达到饱和，合成醇的收率也最高。Co物种是和MoS2物相以协同的方式起作用的。

简介：我们用全外反向掠入射衍射，研究了BaTiO3/SrTiO3(BTO/STO）超晶格（SLs）的界面应变和应变驰豫行为。在总厚度超过临界厚度的情况下，应变驰豫机制依赖于SLs中的单层厚度。当其小于临界厚度时，SLs整体驰豫；大于临界厚度时，SLs在其两组元界面上分层驰豫。但SLs总水平应变量均随着单层厚度的减小而增大。最小能量原理计算已支持上述结果。

简介：使用部分还原－共沉淀方法制备了平均粒径为3－11nm的球形Fe3O4纳米颗粒，以16：4：1的甲醇－乙醇－水混合溶液作为传压介质和均分散介质，利用金刚石对顶砧装置（DAC）研究了球形Fe3O4纳米颗粒的原位常温高压（0－31．8GPa)XRD谱和纳米颗粒的压致晶格结构变化。

简介：

简介：采用微乳液法制备了表面包覆表面活性剂AOT的氢氧化镍纳米微粒，退火后得到纳米尺寸的氧化镍颗粒。用EXAFS方法对获得的氢氧化镍和氧化镍纳米颗粒进行了研究，得到了EXAFS结构参数，并分别与体相材料进行了比较。结果表明与体相材料相比，纳米材料配位结构表现出不同的特性。

简介：简要介绍了国际原子能机构（IAEA）近年来在研究堆开发与安全管理方面的重要举措，以及未来发展的趋势。针对国内目前研究堆的现状，建议与IAEA开展相关合作。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：为对我国核电厂选址、水资源论证及用水指标提供参考，本文调研了美国核电厂的冷却方式、取水量和相关水资源问题，分析了美国在核电厂取水等方面的法规标准要求。美国核电厂水资源条件有较大的差别，近年来部分地区已开始逐步淘汰直流循环冷却方式。分析了不同冷却类型核电厂的取水水平，直流循环冷却方式和自然通风冷却方式的取水水平分别约为4．8xl0-2m3·S-1·MW-1和1.2x10.-3m3·S-1·MW-1。

简介：

简介：对于蒸汽发生器传热管破裂事故，现有的分析主要是计算对于环境的释放量，并分析至一、二回路压力平衡，而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础，将分析拓展至安全停堆状态，并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明：对于我国的CPRl000系列堆型，与SGTR短期阶段不同，在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入，这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。

简介：本文用EXAFS方法研究了Fe85Zr9B6和Fe84Zr9B6Cul合金退火过程中Fe和Zr原子近邻配位结构的变化。表明在823K以下整个退火过程中Zr原子始终存在于非晶相中，没有进入晶化相。晶化相为bccα－Fe。Cu的加入降低了晶化温度。

简介：测量了C60单晶[111]方向的同步辐射角分辨光电子谱。观察到HOMO能带和HOMO－1能带明显且有规律的色散。色散曲线与LDA理论结果符合得较好。

简介：EXAFS研究FeCl3溶液中Fe^3+的区域环境结构随溶液浓度的变化，Fe^3+的径向结构函数表明，随着FeCl3溶液的浓度降低，第一配位峰的距离逐渐缩短。当溶液浓度从3.0mol/L降到0.2mol/L时，配位距离减小0.014nm，但振幅峰强度以0.8mol/L浓度为最小，其强度比浓的或稀的FeCl3浓度的低约30％。结构参数拟合结果表明，0.2mol/LFeCl3稀溶液中Fe^3+的近邻配位为6个H2O的O原子形成八面体配位；3.0mol/LFeCl3溶液中Fe^3+的近邻配位为2个Cl^-和4个H2O中的O原子。0.8mol/LFeCl3溶液中Fe^3+的近邻配位有1个Cl^-和5个O原子。其结构无序相对较大，是Cl^-与O组成的扭曲八面体配位。

简介：我国在核能发展的政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会的方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断.本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正.改进后的德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性的主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点.共邀请20位有代表性的权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展的主要因素,并成功判断出14个为“十三五”期间促进我国核能发展的正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展的负面因素.得出了“十三五”期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展的复杂情况下成功应用的三个关键.

简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。