中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要，中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求，以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围，基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能，利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究，通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能，综合评估了材料的辐照性能，并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析，结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

高职院校财务会计课程改革的“微课程”研究

在我国素质教育改革发展的历史进程中,微课程作为全新的教育产物走进了广大受众的视线。和传统教育有区别的是微课以信息技术为传播方式的一种教育模式,而传统教育则是板书式讲解。微课程的只要特点是:信息量大、内容精简、专业。许多高职院校都将微课程应用到财务会计课程改革领域里面,使原本乏味的内容变得更加生动、直观,易于学生接受。因此,未来更好的是微课程在高职院校财务会计课程改革中发挥作用,本文将重点分析研究微课程在高职院校财务会计课程改革中的发展策略。     

中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一.结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路.本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况.     

伊宁铀矿某矿床地浸浸出液中平均铀质量浓度的预测

介绍了矿床采区浸出液中平均铀质量浓度的预测原理、方法和实例，并讨论了存在的问题。     

基于LabVIEW的PREKY回路测控系统的设计与实现

针对FDS团队建造的PREKY液态高温铅铋回路测控系统的需求,在Lab VIEW2009开发环境下,利用PXI系列数据采集卡实现了对回路温度、压力和液位信号的实时测量,并由上位机完成对实验数据的在线分析和保存。同时,利用虚拟仪器技术研制了一套具备远程监控、故障诊断和报警功能的液态铅铋回路测控系统,并对回路电磁泵出口压力测量结果进行了误差分析。     

中国铅基研究反应堆概念设计研究

针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。     

Neutronics Optimization of Tritium Breeding Blanket for the FDS

Neutronics optimization calculations have been performed for the tritium breeding blankets with solid ceramic breeder Li2O and liquid eutectic breeder Li17Pb83,respectively,based on a 2-D geometrical configuration using the Monte Carlo neutron-photon transport code MCNP/4B.The effects of beryllium.^6Li enrichment and various structural materials on Tritium Breeding Ratio have been systematically analyzed.     

紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。     

高碳酸盐型铀矿床微酸中性地浸采铀试验

某砂岩铀矿碳酸盐含量高,为避免常规酸法或碱法地浸的化学堵塞,开展了微酸中性地浸试验。以0.3g/L的硫酸溶液为溶浸剂,双氧水、氧气为氧化剂。浸出体系pH控制在6.1~6.7避免了碳酸钙沉淀;Ca~(2+)、SO_4~(2-)分别不超过900mg/L和2 100mg/L,硫酸钙沉淀得到有效控制。酸液与矿石碳酸盐反应可获得400~450mg/L的HCO_3~-作为浸铀剂,在双氧水氧化条件下可使浸出铀浓度达到24~31mg/L,改用300~350mg/L的氧气则使铀浓度进一步升高到48~62mg/L。与常规酸法和碱法工艺相比,微酸中性工艺更有利于在浸铀的同时对硫酸钙和碳酸钙沉淀进行有效控制。