简介：本文描述了GdB5O9、NaGdF4的合成与结构以及NaGdF4在高温下的相转变。粉末衍射数据表明GdB5O9属于四方晶系，其空间群为：I4l／acd，晶胞参数为：α=8．23813。c=33．6377。六方和立方NaGdF4分别与NaEuF4和CaF2同构。本文还考察了GdB5O9：Eu、六方NaGdF4：Eu、立方NaGdF4：Eu样品的真空紫外(VUV)荧光性质．上述三种样品中Gd3+的4f-5d跃迁及基质的吸收位于真空紫外波段。

简介：该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一，目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。

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：以正硅酸乙酯[Si(OC2H5)4，TEOS]和甲基三乙氧基硅烷[CH3Si(OC2H5)3，MFES]为前驱体，通过共水解法和两步法制备出两种不同的甲基改性氧化硅凝胶，在北京同步辐射光源(BSRF)小角X射线散射(SAXS)站测量了凝胶的散射强度，计算了凝胶的平均粒径、两相间比表面积等参数，在此基础上分析了凝胶的分形特征，发现存在两个尺度上的分形结构，分别对应于从SiO2原生颗粒到一次团聚体和从一次团聚体到簇团两种尺度。辅以透射电子显微镜(TEM)观测，证实由两种方法获得的凝胶具有非常不同的微观结构。实验证明，利用SAXS技术研究甲基改性凝胶的分形特征是获得凝胶徽观结构的有力工具。

简介：本文通过对三聚氰胺(C3N6H6)的室温高压原位同步辐射能量散射x-ray衍射实验（EDXRD），在14．7GPa压力范围内，观察到常压下为单斜晶系的三聚氰胺经历了两次压致结构相变。在1．3GPa下，三聚氰胺分子晶体从单斜相转变为三斜相；在8．2GPa又转变为正交相。

简介：利用电子衍射，X射线衍射和荧光光谱等方法研究了LnBaB0O16(Ln=La,Y)的结构特性，LnBaB9O16为单斜晶系，其中LaBaB9O16的晶胞参数a=1.3660nm,b=0.7882nm,c=1.6253nm,β=106.15°,YBaB9O16的晶胞参数a=1.3476nm,b=0.776nm,c=1.6040nm,β=106.38°，荧光光谱研究表明，这两种化合物结构不同，Y^3+在YBaB9O16结构中处于中心对称格位，而LaBaB9O16中La^3+的格位则无中心对称性，Gd^3+部分取代LaBaB9O16:Eu^3+中的La^3+可改善Eu^3+离子的发光性质，LaBaB9O16:Eu^3+在真空紫外区的吸收比较弱，这可能与硼氧比较小有关。

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。

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简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

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简介：测定贵州兴仁、兴义晚二叠世6个高砷无烟煤样品中As含量为33μg·g^-1－3．2％，Sb含量为8．10μg·g^-1－120μg·g^-1。对样品的矿物学研究表明，未发现任何含As或As的独立矿物，As是赋存在煤有机组分中。应用同步辐射X射线吸收精细结构仪测定样品中As的结构发现，赋存在高砷煤有机组分中的As与O配位，除在一个样品中As与3个O配位外，在其余样品中As均与4个O配位。因此，高砷煤中的As不是赋存在硫化物矿物中，而是赋存在砷酸盐或亚砷酸盐相中，且主要是砷酸盐相。

简介：通过NH4NO3溶液处理商业硅胶，制备了一种新的担载型Co/SiO2催化剂体系以及用于F－T合成重质烃反应。固定床优选条件下的运行结果表明，在该催化剂上的CO转化率可达到90％以上，目标产物C5^+选择性可达到80％以上。采用XAFS（X射线吸收精细结构）技术研究了该催化剂的物相结构，结果表明，处理后的硅胶与钴物种之间的相互作用明显减弱，钴物种的配位情况由Co-t向Co-o转变，使催化剂在工业还原条件下的还原度大大提高。

简介：采用XRD、EXAFS技术研究了不同Pd含量的Pd-Mo-K/Al2O3催化剂结构，并关联其合成低碳混合醇性能。结果表明，在氧化态Mo-K/Al2O3催化剂体系中添加Pd后，“K－Mo”物相晶粒变小，分散度提高，说明钯可能和钾钼物种发生了较强的相互作用。经硫化还原处理后，发生了氧硫交换，钼主要以MoS2物种形式存在，其粒度随着Pd含量的增加而明显减小。尺寸的显著变化可能导致MoS2与载体作用形式的改变，从而影响CO加氢催化反应的性能。在硫化态催化剂中，Pd的添加不仅能提高CO加氢合成醇的收率和选择性，而且有利于改善产物的分布。基于以上结果，认为“K－Mo”作用物种和Pd物种均为合成醇的催化活性组份，它们间的相互协同作用使催化剂性能得到显著改善。

简介：采用EXAFS方法研究了经中温等温和低温LN2处理的2mol%Y2O3-ZrO2陶瓷中Zr^4+和Y^3+离子的近邻结构。结果表明，与中温等温试样相比，LN2处理的试样中Zr-O层和Zr-Zr(Y）层的配位数显著减少，平均键长明显缩短；Y－O层配位数减少，Y－Zr(Y）层平均键长伸长；各配位层畸变程度均增大。两个试样的Y－O层配位数均高于Zr-O层配位数，表明点阵中的氧空位倾向于与Zr离子为邻。分析认为，该试样Zr-O配位层中较多的氧空位主要来源于从高温快速冷却时所保留下来的Schottky缺陷，对四方相稳定性和中温相变具有重要的影响。

简介：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考。

简介：测定贵州兴仁、兴义晚二叠世6个高砷无烟煤样品中As含量为94.1μg·g^-1－3.2%,Sb含量为8.1-120μg·g^-1,对样品的矿物学研究表明，未发现任何含As或As的独立矿物，As是赋存在煤有机组分中，应用同步辐射X射线吸收精细结构仪测定样品中As的结构发现，赋存在高砷煤有机组分中的As与O配位，除在1个样品中As与3个O配位外，在其余样品中As均与4个O配位，因此，高砷煤中的As不是赋存在硫化物矿物中，而是赋存在砷酸盐或亚砷酸盐相中，且主要是砷酸盐相。

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：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

简介：在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.