简介：用溶胶－凝胶方法合成了掺铒（掺杂浓度10^20/cm^3)的二氧化硅玻璃。在室温下可产生1.54μm波长的红外荧光。实验结果表明：荧光强度随掺杂浓度的不同而改变，并在0.5W%的掺杂浓度下出现最大值。当温度从4K升至300K时，荧光强度下降了74％。通过FT－IR和EXAFS检测，Er离子与O组成了配位数为8或9的配位结构。

简介：介绍了一种利用电容法检测两金属体之间间隙的方法,开发研制了间隙检测系统。该方法采用合理的屏蔽技术,克服了分布电容和外界电磁干扰对检测系统的影响,检测系统具有较高的检测精度和稳定性,测量不确定度优于0.03mm。

简介：研究了用电阻加热引上法生长的铌酸钾锂晶体中组份离子的分布及其对晶体的折射率和倍频性能的影响。

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：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。

简介：本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化，目标是使得各个组件组成的系统性能最佳，即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后，通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系，近似为一条一次函数直线，因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

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：

简介：本文对合成制备的LiNiO2、LiCo2和LiNixCo1-xO2正极材料以及稀土金属Ce元素添加改性的正极材料进行了XRD和EXAFS表征。结果表明，随着焙烧温度的升高，物相组成趋于单一，晶格趋向完整，800℃时完全形成LiNiO2、LiCoO2晶相结合。LiNiCoO2样品中Ni/Co比不影响LiNiO2晶相的形成，而只影响其晶相组成；掺杂的稀土金属Ce元素以CeO2状态存在于产物中，CeO2对LiNiO2晶相形成有一定的影响；LiCoO2的焙烧温度不能大于900℃，否则Co被氧化为Co3O4；样品中Ni与Co原子的局域结构，除Ni与Co原子相互影响外，掺杂Ce后对它们的局域结构也有较大影响。

简介：核电厂温排水对生态环境造成的负面影响（即热污染）日益引起社会的关注，本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足，以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究，为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。

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：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：本文报道了纳米Gd2O3:(Ce^3+,Eu^3+）的紫外以及真空紫外（UV－VU）的激发光谱及其选择激发下的荧光光谱。这些光谱实验表明，除了Gd2O3,E^3+离子之间的能量传递外，还存在着Gd^3+与Ce^3+、Eu^3+间的能量传递，即存在Gd^3＋→Ce^3+→Eu^3+三种稀土离子间的级联传递。

简介：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

简介：本文利用扩展X射线吸收精细结构（EXAFS）的方法对重闪烁体PbWO4微晶进行了研究。通过测量Pb和W的L吸收边的EXAFS谱，主要研究了PbWO4中Pb^2+和W^6+的近邻结构。结果表明，W周围氧离子的配位数和键长没有显著变化，而Pb周围氧配位数和分布则有改变，说明其中可能有间隙氧存在。同时也简要讨论了间隙氧对PbWO4发光的影响。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：本文介绍我们近一年来开展单个流体包裹体同步辐射无损分析研究所取得的进展，建立适合分析包裹体的微区光斑观测和地准系统，解决样品的制备问题，对一批典型的流体包裹体的微量元素分布作了探测，并由较大包裹体发展到较小包裹体，由定性分析逐步发展到定量分析研究。

简介：流体包裹体保留了古地质时期流体的原始组成，为矿物形成提供有价值的物理化学信息，对单个流体包裹体的无损成分分析，成为国际地学领域的重大前沿课题。同步辐射X射线荧光(SRXRF)微探针以其在微量和微区分析上的优势为这方面的研究提供有力的工具。我们在北京同步辐射装置(BSRF)的3WIA新束线上，用这种微探针开展了单个流体包裹体无损分析的实验研究。用特制的狭缝系统，从能量为3.5-35kev的同步辐射X射线中得刮10×10μm^2的微束，通过显微对光调整使它入射到选定的大小适当的单个流体包裹体样品上，其所产生的荧光用来确定流体中所含元素的丰度。用NIST612标样，测定了目前实验条件下元素的最小检测限(观测时间为1000秒)，检验了这种方法的可行性。在此基础上，对一组典型有机包裹体样品分别单个作无损成分分析，给出了K、Ti、V、Cr、Kh、Fe、Ni、Cu、Zn、Rb、Sr、Y、Zr和Pb等14种元素的半定量测试结果，并说明这些结果可用来研究包裹体所在储层的沉积环境以及包裹体形成时捕获的油气的母源问题。

简介：本文结合二三公司实际,在对施工企业建立质量、环境和职业健康安全一体化管理体系需求分析的基础上,系统地论述了施工企业建立实施一体化管理体系的可行性、策划思路和实施步骤,以及实施一体化管理体系的效果。并针对体系实施过程中存在的问题,提出了改进的建议。本文所指一体化管理体系是指质量、环境和职业健康安全管理体系;所指OHSAS18000即GB/T28000。