简介：灵台县博物馆现收藏一件晋代堆塑灰陶器，因为少见，又属民间征集。对其功用一直存在较大争议，甚至影响到器物的定名。本文试图从器物上堆塑的楼阁及佛像两个方面入手，对其进行初步探讨。文章认为，这件陶器应为谷仓罐，不仅再现了东汉末年及三国两晋时期豪强地主庄园的一个侧面，而且反映出中国早期佛教是结合在本国的传统信仰之中。是一件殉葬用的明器，并非是骨灰坛。这件陶器也为研究晋代的丧葬习俗、制瓷工艺、建筑特色及审美特征等提供了极佳的实物资料。

简介：话说小布丁家里除了爸妈，还有一只看起来呆呆的猪。欢乐的生活没停过，家里的糗事也没少过!

简介：

简介：利用有限元方法对空间核反应堆电源系统（spacepowerreactorsystems，SPRS）中热管冷却反应堆燃料组件进行了稳态热分析。针对相邻燃料组件间的理想接触与非理想接触两种情况，评估了组件间的热接触状况、功率水平对其温度场分布的影响。结果表明：相邻燃料组件间在理想接触情况下，温度最高点位于燃料棒中心，随着表面传热系数的减小，温度最高点逐渐偏离燃料棒中心位置，且最高温度随功率水平的增大而呈线性增大。

简介：质子交换膜燃料电池（PEMFC）堆低温储存和启动是燃料电池系统实际应用必然会经历的过程。从实用角度出发,主要对燃料电池堆的低温储存和冷启动方法的一系列发明专利进行了综述,分析了各自的优缺点,认为利用燃料电池系统固有设备和所存储的能量进行自启动是具有实用前景的方法。

简介：随着人们对历史文化认识的不断加深,民间收藏之风日益兴盛,民间藏品也呈精益求精之势。近些年,金华市博物在民间征集方面成绩显著,先后接受了如唐代褐釉执壶、元代的乳浊釉小香炉等一批有代表性的藏品。永康收藏家李林炎先生捐赠的三国堆塑人兽纹五管瓶就是其中之一。追朔五管瓶的历史,最早起源于东汉,历经三国、两晋时期。这一时期的五管瓶流行于东南地区,

简介：对MSS1500移动模架造桥机进行堆载预压试验,验证造桥机的设计和制造质量,以确保设备能正常工作和安全使用,同时也能够准确掌握造桥机在实际荷载作用下的挠度和刚度,以消除结构的非弹性变形和正确设置预拱度。

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：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：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：以秦山核电厂一期工程反应堆为例，运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型，构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布，利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明，在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下，随着可燃毒物棒数量的增多，Keff值呈线性下降的趋势，当毒物棒的布局由密到疏时，Keff值由大变小，这与理论结果一致。

简介：在西藏工作生活40年，主业是绘画，但热衷于收藏。自1990年亚运会艺术节上．由《中国西藏》《雪域文化》两家杂志社在北京举办了西藏民间艺术藏品展。

简介：以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。

简介：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆（Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR）模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。

简介：反应堆压力容器是核电厂的核心设备,在国产化制造过程中发生了较多质量问题.通过对压力容器制造过程中不符合项及质量监督发现问题等数据的统计分析,研究了压力容器在国产化制造过程中质量控制的特点和难点,分析了问题的根本所在并指出改进方向.所述数据、内容与观点将为进一步做好反应堆压力容器以及其他类似设备制造质量控制和监督管理提供参考和指导.

简介：Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

简介：近两年，由于不锈钢热轧卷取炉夹送辊滑架面板高温烘烤的变形导致多次堆钢事故。而且滑架变形开裂后检修安全隐患很高。本文主要分析了热轧精轧机夹送辊滑架面板频繁开裂的原因和制定的解决方案，彻底解决因夹送辊滑架面板频繁开裂而带来的安全、生产、设备问题。

简介：