简介：

简介：本文用EXAFS对三种钴基合成柴油催化剂进行了表征，结果表明Co-Zr共沉淀催化剂与Co/Zr浸渍型催化剂钴物相主要为Co3O4,Co-Zr-Si混合沉淀型催化剂钴物相主要为Co2SiO4，共沉淀催化剂钴的配位数明显降低，钴锆相互分散好，接触界面大，因而反应活性高，重质烃选择性高，而混合沉淀型催化剂Co2SiO4物相在预处理条件下难以还原，所以反应活性低，重质烃选择性较差。

简介：燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆（CLEAR-I）燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

简介：考察了锆助剂含量对钴基催化剂的结构及费－托合成反应性能的影响。结果表明，随着锆含量的增加，甲烷的生成受到抑制，重质烃选择性提高，重质烃合成的操作温度区间加宽，且催化剂仍保持较高的活性。TPR，H2－TPD，XRD及EXAFS等表征结果表明，锆助剂单层分散与硅胶表面，而钴以一定尺寸的聚集态存在；随着锆含量的增加，锆覆盖的硅胶表面增加，裸露的硅胶表面减小，而钴的分散度几乎不变。这使得钴锆界面增大，钴硅界面减小，有利于重质烃的生成。另外，H2－TPD结果还表明，催化剂存在有从钴到锆硅载体的氢溢流。

简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：通过NH4NO3溶液处理商业硅胶，制备了一种新的担载型Co/SiO2催化剂体系以及用于F－T合成重质烃反应。固定床优选条件下的运行结果表明，在该催化剂上的CO转化率可达到90％以上，目标产物C5^+选择性可达到80％以上。采用XAFS（X射线吸收精细结构）技术研究了该催化剂的物相结构，结果表明，处理后的硅胶与钴物种之间的相互作用明显减弱，钴物种的配位情况由Co-t向Co-o转变，使催化剂在工业还原条件下的还原度大大提高。

简介：通过原位浸渍法把FeSO4和其它助剂共同浸渍在两种烟煤上，考察了以FeSO4为主要前驱体的催化剂对这两种煤直接液化的活性与选择性，以及其对液化产物－甲苯可溶物分子量的影响作用，并通过EXAFS和SAXS表征揭示了催化剂在煤上的化学态和粒径分布，结果表明：在一定的反应条件下，FeSO4和两种助剂分别共浸渍在两种煤上时，煤的总转化率及沥青烯和轻质产物的产率均比不添加催化剂时的结果提高1倍左右，与铁的硫化物相比，以FeSO4为主要前驱体的催化剂沥青烯和轻质产物具有较高的选择性，生成的重质甲苯可溶物具有较大的分子量；EXAFS和SAXS表明，原位浸渍在煤上的FeSO4表现为纳米相，助剂Na2S和尿素的添加主要改变了Fe原子周围的配位原子种类以及它们的成键方式，而对其颗粒分布影响较小，催化剂在汾西煤上的分布较其在兖州煤上的差一些。

简介：针对薄壁环黑皮问题,运用头脑风暴法对原因进行了分析,通过对原因逐一确认,找出了主要原因.通过制定对策,实施对策,成功地将薄壁环黑皮废品率由4.03％降低到0.07％.提高了薄壁环加工合格率,保证了生产任务的顺利完成.

简介：本文介绍北京同步辐射装置(BSRF)小角X射线散射实验站实验数据的初步处理方法，即由成像板探测器检测到的散射信号转换成角度及其对应的强度数据的方法，并对数据转换过程中可能遇到的问题进行了详细的讨论．

简介：现有后处理设施安全相关标准陈旧,缺项较多,不适应后处理发展的需要。文章首先论述了后处理设施的安全挑战,接着简述了总体安全要求,然后从预防核临界、辐射防护、辐射监测、工业安全以及应急准备与应急响应方面分析了后处理设施的重点安全要求与安全相关标准的需求,提出了制修订标准的建议。

简介：石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能，早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆，现在要安排退役，退役废石墨的处理和处置，成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大，放射性活度大，它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题，为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。

简介：介绍了乏燃料后处理厂不稳定化合物＂红油＂（采用的萃取剂磷酸三丁脂TBP和稀释剂及其它们的降解产物与来自硝酸或相关重金属铀或钚的硝酸盐之间的反应）的形成及其引发的爆炸机理,简要概述了在世界范围内后处理厂发生的重要的相关爆炸事件或事故,对具有代表性的高放废液蒸发器发生这类事故进行了后果评价,并阐明了后处理厂为避免＂红油＂爆炸发生而采取的主要安全控制措施。

简介：

简介：1现状调查在电厂,汽轮机再热阀是控制蒸汽由高压缸进入低压缸的重要设备,依靠阀门开度大小从而控制蒸汽进入低压缸的流量,进而影响机组运行功率,对于调控机组的安全稳定运行有重要意义.

简介：秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.

简介：反应堆退役将产生大量放射性废物金属，熔炼处理可使其减容、再循环再利用，以大量减少放射性废物处置量，回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点，但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物。

简介：以埃克松后处理厂为例,从工艺流程特点、安全重要物项、废物管理量、辐射防护要求及职业照射剂量、临界安全控制、设备性能、保护系统设计、事故特点等方面,简单地比较了后处理厂与核电厂、其它核工厂及普通化工厂在安全方面的异同,初步归纳了后处理厂的安全特点.

简介：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。

简介：介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。

简介：数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。