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自然循环及堆芯再淹没中两相流动传热行为研究进展  CNKI文献

1研究目的及研究意义自然循环及堆芯再淹没中两相流动传热行为研究是大型先进压水堆核电站重大专项中"反应堆堆芯及安全分析关键技术研究"课题的第一子课题。本课题针对大型先进压水堆中非能动余热排出热交...

陈玉宙 段明慧... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 两相流动传热 / 再淹没 / 自然循环 / 研究进展

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反应堆材料进展——压水堆核电站冷却剂水化学基础研究进展  CNKI文献

"加锌水化学控制技术"和"二回路乙醇胺(ETA)水化学技术研究"是国家科技重大专项"压水堆核电站冷却剂水化学基础研究"的重要课题。课题主要针对我国正在引进的AP1000、自主CAP1400示范工...

曹林园 王辉... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 压水堆核电站 / ETA / 水化学环境 / 冷却剂

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严重事故下放射源项及迁移机理研究  CNKI文献

核电厂在严重事故状态下,放射性物质以气体、蒸汽、气溶胶形式释放。其中,气溶胶是悬浮在气空间的固态或液态颗粒,是放射性物质释放的主要载体,其在空间中的迁移和沉积等过程较为复杂,受影响因素较多,在反应堆安全领域...

孙雪霆 陈林林... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 迁移机理 / 安全壳 / 严重事故 / AP

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基于小型强流回旋加速器的BNCT中子源初步验证实验  CNKI文献

加速器中子源是硼中子俘获治癌(BNCT)研究中的一类重要的中子源,具有开关性能好、运行安全、中子产额高、可在医院安装的优点。在中国原子能科学研究院的10MeV强流回旋加速器(CYCIAE-10)上开展了基于该加速器的BNCT中...

张巍 罗璋琳... 《中国原子能科学研究院年报》 2012年00期 期刊

关键词: 回旋加速器 / 束流强度 / 中子源

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反应堆材料进展——国产新锆合金小组件CARR堆辐照技术方案  CNKI文献

"国产新锆合金小组件辐照考验"是大型先进压水堆重大专项"核电站国产新锆合金及关键材料辐照性能研究项目"课题的子课题之一,其研究目的是在研究堆上开展国产新锆合金小组件的辐照考验,并在热室内...

张培升 张爱民... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 组件结构 / 辐照装置 / 中子物理 / 线功率密度

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聚变堆氚工厂氚分析与检测技术研究进展  CNKI文献

聚变堆氚工厂氚分析与检测技术是实现聚变堆氘氚燃料循环系统燃料及工艺气体组分含量的检测分析,以确保聚变堆的安全稳定运行,并监控氚向环境的排放,以保障公众辐射防护安全的重要手段。主要开展了3项氚分析与检测技术...

赵崴巍 杨洪广... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 聚变堆 / 分析与检测 / 比活度 / 研究进展

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采用燃耗信任制的乏燃料水池密集贮存研究及临界安全分析  CNKI文献

以田湾核电站2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的乏燃料水池密集贮存和临界安全问题。分析对象是2×5排列的贮存格架构成的水池,其结构示于图1。乏燃料水池共包含670个贮存槽位...

夏兆东 周小平... 《中国原子能科学研究院年报》 2012年00期 期刊

关键词: 乏燃料水池 / 密集贮存 / 燃耗信任制 / 临界安全分析

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316Ti不锈钢625℃不同应力条件下蠕变性能研究  CNKI文献

本文对国产快堆用备选材料316Ti不锈钢在温度为625℃,应力条件为190、200、230、250、270、300、350和380 MPa时,分析了316Ti不锈钢的蠕变性能随应力的变化规律,并利用扫描电镜(SEM)对蠕变断口的形貌进行了观察。实验...

刘新鹏 宁广胜... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 蠕变性能 / 应力条件 / Ti

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中子辐照α-Fe微观结构演化的团簇动力学模拟  CNKI文献

反应堆长期运行期间,由铁基合金制成的堆内大型结构部件在中子辐照作用下出现辐照硬化、脆化等行为,从而对反应堆的安全运行构成潜在威胁。研究发现,辐照脆化主要来源于基体辐照损伤、富Cu团簇析出、P的晶界偏析三种硬...

吴石 贺新福... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 微观结构演化 / 点缺陷 / 位错环 / Fe

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CLAM钢基体Fe-Al渗铝扩散层表面稳态氧化铝膜的生长行为研究  CNKI文献

氧化物尤其是稳态α-Al2O3结构(密排六方晶型)具有高的阻氚渗透因子、优异的电绝缘和耐高温液态金属LiPb腐蚀性能,已成为聚变堆阻氚渗透涂层的首选技术路线之一。Al2O3具有θ、γ、α等多种暂态、稳态晶型结构,一般Fe...

占勤 杨洪广... 《中国原子能科学研究院年报》 2013年00期 期刊

关键词: Al / Fe-Al / 扩散层 / 生长行为

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铁铝-氧化铝(Fe-Al/Al_2O_3)复合阻氚涂层的氚行为研究  CNKI文献

为了评价聚变堆包层用Fe-Al/Al_2O_3复合涂层的阻氚性能,建立系统、准确的涂层材料中氢同位素浓度深度分布的分析方法,选择了CLAM钢基材、Fe_2Al_5渗铝层、Fe-Al/Al_2O_3、Fe-Al/α-Al_2O_3复合涂层等典型样品作为研究...

占勤 杨洪广... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: Al / Fe-Al/Al_2O_3 / 氧化膜 / 行为研究

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CLAM钢表面铁铝化物涂层生长动力学及扩散行为研究  CNKI文献

采用锂陶瓷、液态锂铅为氚增殖剂是当前国际上两类主流聚变堆氚增殖包层,两者皆采用低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢(如欧洲的Eurofer97、日本的F82H、中国的CLAM等)作为结构材料。为有效解决包层的氚包容尤其是液态锂铅...

袁晓明 杨洪广... 《中国原子能科学研究院年报》 2013年00期 期刊

关键词: 扩散行为 / 铝化物涂层 / 液态锂铅 / 复合涂层

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氢气在5A分子筛上的低温吸附性能  CNKI文献

分子筛填充的低温分子筛床(CMSB)将应用于聚变堆固态氚增殖包层氚回收系统(TES),主要作用是在低温条件下将氘氚燃料循环工艺氦气混合气体中的微量氢同位素(氚)提取回收。本文以获得评价分子筛性能及设计CMSB所需的吸附...

夏体锐 杨洪广... 《中国原子能科学研究院年报》 2013年00期 期刊

关键词: 分子筛 / 低温吸附 / 朗格缪尔

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国产新锆合金小组件辐照考验  CNKI文献

"国产新锆合金小组件辐照考验"是大型先进压水堆重大专项"核电站国产新锆合金及关键材料辐照性能研究项目"的子课题之一,其研究目的是在研究堆上开展国产新锆合金小组件的辐照考验,并在热室内完成...

张培升 张爱民 《中国原子能科学研究院年报》 2012年00期 期刊

关键词: 新锆合金 / 先导组件

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LOCA整体试验装置设计方案  CNKI文献

"失水情况下国产新锆合金安全性能研究"是重大专项"反应堆严重事故缓解技术研究"的子课题三,起止年限为2013年1月至2017年12月。课题研究的目标是获得LOCA工况下国产新锆合金高温氧化、鼓胀和爆破...

许倩 刁均辉... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 试验回路 / 线功率密度 / 设计方案

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高性能密封氘氚中子管研制  CNKI文献

采用磁控溅射法制备高纯钛膜,通过光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)、俄歇电子能谱(AES)等测试分析方法,对微观形貌、薄膜纯度、结合强度、膜厚及均匀性等进行了分析表征,并利用高真空微压吸氢试验系统对钛膜的吸氘特性...

宋应民 杨洪广... 《中国原子能科学研究院年报》 2013年00期 期刊

关键词: 中子管 / 高性能 / 磁控溅射法

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多用途微型反应堆初步物理设计  CNKI文献

中国原子能科学研究院于1984年建成了原型微堆,随后,又在国内外建成了8座商业微堆。这些微堆用于中子活化分析、教学培训。为扩大微堆的用途,在现有商业微堆的基础上,增设了水平中子孔道,满足医学、中子照相等应用。另...

吴小波 鲁谨... 《中国原子能科学研究院年报》 2012年00期 期刊

关键词: 微型反应堆 / 多用途 / 物理设计 / 温度反应性系数

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压水堆核电站破损燃料棒检查进展  CNKI文献

2012年底中国原子能科学研究院与大亚湾核电业主签订了《燃料棒装运及热室检查合同》,计划将大亚湾核电基地6个机组、8盒组件中的12根燃料棒采用R52运输容器通过公路运输方式运抵中国原子能科学研究院进行热室检查和破...

梁政强 王克江... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 压水堆核电站 / 中国原子能科学研究院 / 燃料棒 / 大亚湾

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国产快堆包壳材料316(Ti)SS辐照前性能测试  CNKI文献

本文内容主要有3部分:1)通过计算单位质量316(Ti)SS在快堆内的辐照活化情况及活化后不同距离的剂量率来设计小样品的尺寸;2)针对经过20%冷加工316(Ti)SS在不同温度下进行拉伸性能测试,研究了经20%冷加工的316(Ti)SS的...

刘新鹏 宁广胜... 《中国原子能科学研究院年报》 2013年00期 期刊

关键词: 包壳材料 / 不同温度 / Ti)SS / SS

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101堆退役进展  CNKI文献

2014年,围绕101堆退役,主要开展了101堆退役项目建议书、"十二五"乏燃料外运项目建议书、2012年汛期废水处理及101堆含氚废水贮存罐内废水转运、处理运行方案、101堆退役拆除仿真技术研究项目建议书的编写与...

周一东 张兴旺... 《中国原子能科学研究院年报》 2014年00期 期刊

关键词: 项目建议书 / 研究堆 / 专家审查 / 中核集团公司

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