简介：采用类凝胶法和超界流体干燥技术制得了一组具有不同Co/Mo比的超细非负载型Mo-Co-K催化剂，考察了其合成低碳醇性能，并运用EXAFS技术对还原态催化剂的局域结构进行了研究。结果表明，还原态催化剂中Co以CoMoO4的形式存在，Co的配位数低于标样CoMoO4的配位数，且随着Co/Mo比的减小而减小，由于催化剂中Mo与Co与Co之间的相互作用，使得Co-O键长被不同程度地拉长，研究表明，催化剂中具有低配位Co且较弱的Mo,Co之间相互作用的类CoMoO4结构物相可以促进低碳醇的生成。

简介：采用溶胶－凝胶法制备CoMoO4催化剂，经K助化后分别在空气中于400－800℃下进行焙烧，得到氧化态样品，然后经硫化制得硫化态K－Co-Mo催化剂，对氧化态样品的乙醇分解性能及硫化态样品的CO加氢合成低碳醇的反应性能进行了测试，运用X射线衍射（XRD）和扩展X光吸收精细结构（EXAFS）对样品进行结构表征，乙醇分解性能测试表明，催化剂的表面酸性较弱，且随着焙烧温度的升高变化不大，合成醇性能测试结果则显示，催化剂的焙烧温度升高后，其合成醇的产率逐步降低，但醇选择性基本不变，经400℃焙烧的样品，具有最好的催化活性。结构分析结果表明，氧化态样品中存在多种K-Mo-O物种，且随着焙烧温度的提高，钾铝之间作用增强，样品更难以被完全硫化。

简介：采用溶胶－凝胶法，制备了不同钴含量的钴钼超细粒子氧化物，将其与K2CO3干混后进行硫化。使用X－射线衍射（XRI）和扩展X光吸收精细结构（EXAFS）对样品进行结构表征。同时测试硫化态样品的CO加氢合成低碳混合醇性能。结构表征结果表明，不含钴的氧化态样品，主要以颗粒度较大的MoO2物种存在；添加钴后，样品粒子的颗粒度大幅度降低，钴钼组分主要以CoMoO3物种的形式存在，当钴含量增加时，CoMoO3的晶形趋于改善。硫化态样品中钼以类似于MoS2物种的形式存在，但粒子尺寸较小。同时，体系中还存在Co-Mo-S和Co9S8物种。XRD和EXAFS结果表明，适量钴的添加，有利于样品的硫化。活性测试表明，钴的加入，明显促进的含量也最高。结合结构表征结果，认为钴是以协同作用的方式参与反应。

简介：电厂运行状态（POS）分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。

简介：应用激光激发荧光谱实验对经热处理后及高压条件下的氮碳薄膜荧光光谱进行了测量分析，实验显示，热处理效应和高压效应均导致薄膜荧光效率降低，前者表现为不可恢复，后者为可恢复即卸压后荧光效率的恢复，表明导致荧光光谱效率降低的微观机制不同，为氮碳薄膜荧光模型提供了新的实验证据。

简介：各有关单位:现将《低、中水平放射性固体废物包装容器钢桶》等两项强制性行业标准和《铀矿资源评价方法——矿床模型法》等十五项推荐性行业标准予以颁布,自1997年2月1日起实施,标准文本由核工业标准化研究所负责出版发行。

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简介：核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。

简介：本文介绍了同步辐射及其特点，同步辐射微探针荧光分析的实验装置及北京同步辐射装置上开展的研究工作。

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：核事故对人类的生产生活会造成极其严重的后果.对其进行科学分类是安全管理和核事故处理的重要基础.分析了核事故造成的死亡人数、有害照射总剂量、受照人数、经济损失等多属性特征;通过灰关联度确定了各属性指标的不同权重,定义了事故间的加权指数相似度;根据事故属性指标的相似度,利用基于更为科学的进化聚类分析对事故进行了分类;并以近来全球发生的6起重大事故为例进行了实证分析.提出的事故分类方法,综合考虑了事故造成危害的机理,理论严谨、方法实用有效,可作为有关部门进行核事故分类和核事故处理的决策依据.

简介：事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。

简介：通过对核电厂堆芯损坏频率、放射性大量释放频率、照射致死风险、致癌风险和总风险的分析，并与石油化工行业事故发生频率和致死风险的对比，说明我国在役、在建、拟建核电厂的安全水平能够满足美国NRC提出的“两个千分之一”的定量安全目标要求，且我国核电厂大规模放射性释放概率小于石油化工行业事故发生概率；核电厂照射致死风险、致癌风险和总风险均不高于石油化工行业的致死风险。

简介：通过介绍过程FMEA在中核建中核燃料元件有限公司开展的过程,对生产型企业如何结合企业实际情况开展过程FMEA的流程和注意事项加以说明,并介绍了故障模式严酷度等级、故障模式被检测难度等级、故障模式发生概率等级,以及RPN临界值的制定方法。

简介：通过对造成样品水解合格率低的原因开展逐一调查分析及确认,找到了主要原因,并针对主要原因制定了相应的对策,同时加以实施,成功的将样品的水解合格率从75％提高到了90％以上,为及时向公司(四川红华实业有限公司)反馈工艺信息及产品质量监督提供了有力的保证.

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简介：本文通过全面梳理与分析事故容错燃料（AccidentTolerantFuel，简称ATT）研发相关政策，指出现有政策以“制造强国战略”和“能源技术革命”为主线，事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。

简介：本文对通用该仪器的标准体系进行了分析和研究，针对标准体系中的问题提出下述建议：积极、认真采用国际标准，同时将中国的核仪器标准推向世界；适当调空体系表的结构和标准配置，使其更加完善、科学和适用；加强技术基础标准的建设，促进整个核仪器的标准化；充实门类测试方法标准，理项标准级别，进一步完善标准体系。总之应提高标准质量，包括标准的系统性、可读性和可操作性．充分发挥标准的作用，为通用核仪器的生产开发、检验测试、质量保证和实现“三化”服务．