简介：实验观测到X射线反向曲线具有双晶特征。研究表明缺陷聚集在孪晶晶界。应力在晶界边缘处得到释放。应力的释放导致享晶和其它缺陷的形成。由于缺陷的形成在缺陷的附近产生无位错无应力或低位错小应力区。因此我们提出一种孪晶模型来解释实验结果。应力（主要是热应力），化学配比的偏离和杂质的非均匀分布是液封直接（LEC）InP单晶生长过程中产生孪晶的主要因素。研究了液封直拉（LEC）InP(111）面上的孪晶。本文中讨论了上面提到的孪晶模型的实验证据和如何得到无孪晶液封直接（LEC）InP单晶。

简介：用蒸发／冷凝方法制备Cu/LiF团簇基多层膜，用广延X射线吸收精细结构（EXAFS）和慢正电子束进行研究。与相应的本材料相比，虽然未发现Cu-Cu键长有明显收缩，但其配位数减少，结构无序性增加。同时，讨论了制备条件对其微结构的影响。

简介：

简介：研究了FeMn／Co多层膜界面插入Bi前后微结构的变化。利用磁控溅射法制备了FeMn/Co多层膜，利用X射线小角反射和漫散射技术进行了表征，得到结果如下：插入Bi之前，在FeMn/Co界面处确实存在FeMnCo的成分混合存在，插入Bi之后，FeMnCo的成分中掺入了Bi。而且，在FeMn/Co界面处Fe，Mn，和Co的元素分布不相同。

简介：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

简介：在C60单晶（111）解理面上制备出厚度约30mm的K3C60单晶膜。利用同步辐射光源，在低温下（约150K）测量了样品法向发射的角分辨光电子谱。观察到K3C60导带和价带明显的色散。导带的光电子谱峰可清晰分辨出4个子峰，这些子峰的最大色散超过0.5eV，并且色散曲线与K3C60的一维无序晶体结构模型下的能带理论基本吻合，只是子带间隔差异较大。

简介：用磁控溅射方法制备了一系列[C(t)/Cu(2.04nm))In(n＝20,30)周期多层膜，利用四端点法、振动样品磁强计研究了多层膜的电磁性质，样品的磁电阻随钴亚层厚度的增大有一最佳值t＝1.2nm。利用同步辐射掠入射X射线散射(衍射)技术在不同的X射线能量下研究了耦合多层腹的界面结构，探索了耦合多层膜中磁电阻增强的可能原因。

简介：根据钾在C60晶体中的扩散系数分析了在C60单晶解理面上制备K3C60单晶膜的实验条件。对据此制备出的样品进行了角分辨光电子谱研究。结果表明样品确定为K3C60单晶，并首次观察到K3C60的能带色散。

简介：介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题，同时分析了此类事件发生的原因，并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。

简介：在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明：对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

简介：采用Czochralski法，我们成功地生长了大尺寸GdCa4O(BO3)3单晶。在对晶体的完整性进行检测的过程中发现：晶体中存在亚晶界，该晶界贯穿整个大单晶。由于亚晶界两边的单体存在取向差，在同步辐射形貌像中可观察到像漂移。根据高分辨X射线衍射所确定的取向差，我们计算了对应几个典型衍射的形貌像漂移，计算结果与从形貌像中测量的结果符合得很好。

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：堆内构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

简介：对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。