简介：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

简介：介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题，同时分析了此类事件发生的原因，并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。

简介：在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明：对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

简介：软X射线干涉测量是通过软X射线激光经过马赫-詹德干涉仪完成的，是测量驱动激光临界面附近等离子体状态的重要方法。本文基于软X射线多层膜的性能特点，指出软X射线干涉测量的干涉仪各光学元件的入射角越接近正入射越好，分束镜的设计应以其反射率和透过率的乘积为衡量标准。用离子束溅射法制作了类镍银13．9nm软X射线激光干涉测量所需的分束镜，实测表明其面形精度达到纳米量级，反射率和透过率乘积大于1．6％。

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：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：对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

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简介：同步辐射软X射线（白光）对InP表现进行了辐照。并对样品的表面电子结构作了UPS和XPS分析。结果显示，样品表面电子态变化明显，P3a峰化学位移大于In4d峰。与In非键合的P2p峰面积辐照后显著增加。说明软X射线对InP表现F原子的电离损伤要大于In原子。

简介：核安全是保障核电“走出去”的基础和前提。介绍了核安全“走出去”的形势和现状，包括核电“走出去”的基本情况和核安全“走出去”的必要性，介绍了美法俄日韩等主要核电出口大国的“走出去”实践和对我国的借鉴意义，分析了我国核安全监管机构现有基础与面临的问题，提出了近期和远期的对策与建议。

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简介：1986年美国核管会提出核电安全两个“千分之一”的定量要求，即因核电厂导致周边个人因为罹患癌症或导致死亡的概率低于全社会在其他行业导致患癌或死亡风险总和的千分之一。然而，核电史上三大事故证明：核电纵然在设计阶段应用各种准则确保各种内外部风险都有防范措施，在运营过程中严格保证设备可靠性和各种防人因失误措施的应用，也难以确保意料之外的情况不会发生。本文将这种表现为参数剧烈变化、风险未知和让运行团队难以应对的状况定义为复杂工况。通过组织管理学和认知心理学的分析为运行团队提出应对建议，以期通过恰当的方法及时遏制事故的恶化，将机组控制到安全的状态。

简介：本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.

简介：当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,简称IVR）的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

简介：硼中子俘获治疗装置的核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置的辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自的优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便的安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统的架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。

简介：压力管卧式重水反应堆（CANDU6）具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平，并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间，需要对再循环冷却水系统（RCW）进行检修，则需要并投入其备用系统，但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却，不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下，慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况，本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较，评估是否会由于温度过高而导致系统失效。

简介：本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性的前提下，对于常规厂房按照民用规范设计的方法，进行SSE作用下保持完整性的校核计算提出一个简单的思路。