简介：核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析：建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。

简介：用X射线摇摆曲线和掠入射衍射、透射电镜、原子力显微镜等实验技术研究了MBE方法生长的Si缓冲层生长温度对SiGe／Si异质结结构的影响。结果表明，所研究的SiGe外延层晶格发生完全弛豫，但表面粗糙度和界面失配位错随Si缓冲层的生长温度而变化，最佳生长温度为450℃；缓冲层晶格应变是达到高质量SiGe外延层的主要原因。

简介：本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化，目标是使得各个组件组成的系统性能最佳，即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后，通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系，近似为一条一次函数直线，因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

简介：堆芯冷却监测系统（CoreCoolingMonitoringSystem,简称CCMS）用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程（E0P）向状态导向规程（SOP）过渡的需要.改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.

简介：从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性，一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”，二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题，从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础，并考虑到现实的可操作性，对今后相关的核安全审评提出建议。

简介：主要研究快速提升功率（RAMP）对包壳应力的影响,并为芯块—包壳机械作用（PCMI）的分析提供依据。分析采用包壳效应力作为指标,参照相关试验的功率,使用燃料棒性能分析程序RoPE模拟相应工况,归纳整理包壳效应力随RAMP速率变化的规律。分析结果显示,随着RAMP速率的增大,最大包壳效应力也会相应的升高,但当速率大于10kW·m^-1·min^-1后,应力趋于饱和。这一规律与热学分析结果相吻合。故在PCMI分析与试验中采用此RAMP速率是合理的。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

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：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

简介：利用同步辐射对合成金刚石晶体中面状缺陷进行了形貌学研究。在晶体中观察到多个层错和一个由两个层错三角形组成的层错四面体。计算了层错及层错四面体各个边界的方向指数，确定了各个层错的面指数。根据层错的消像规律．确定了各个层错的位移矢量。除一个层错为Frank型简单层错外。其余层错皆为既具有Frank位移，又具有Shockley位移的复合型层错。分析了层错的形成机理。层错尺寸火小在0．68-1．15mm之间，是前人在合成及天然金刚石中从未见到的。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明：堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统（ReactorCoolingSystem,以下简称RCS）系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱（CoreMakeupTank,以下简称CMT）系统投入时间延迟非能动余热排出系统（PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR）提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

简介：本文采用多功能四圆X射线衍射仪测绘出立方相GaN/GaAs(001）外延层的极图和倒易空间mapping，研究了六角相GaN和立方相微孪晶的取向、晶粒形状和极性等特征。结果表明外延层中片状六角相与立方相之间的取向关系为：（111）／／（0001）、＜112＞／／＜1010＞。由于（111）Ga面的外延速度远高于{111}N面，导致较多六角相和立方相微孪晶在[110]或[110]方向上的（111）Ga面和(111)Ga面上形成，而在[110]或[110]方向上六角相和立方相微孪晶含量较低。外延层中立方相微孪晶的含量明显低于六角相，表明六角相的形成可以更有效的释放局部应力集中。

简介：

简介：介绍了国内法系核电机组在首循环出现一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量限值的一系列运行事件。通过对这一类型运行事件的深入探讨，找出导致事件发生可能原因，进行安全影响分析，提出了建议纠正的措施。可作为运行机组以及后续新建机组的参考，以期避免类似事件的重复发生。

简介：利用双晶单色器和精密二圆衍射仪，在北京同步辐射装置建立了同步辐射X射线驻波实验技术，并用这一实验技术结合X射线衍射方法，研究了Si晶体中外延生长的超薄Ge原子层的微结构。实验结果表明，由于Ge原子的偏析，在Si晶体样品中形成了共格生长的GexSi1-x合金层，浓度平均值为X=0．13；650℃退火会使Ge原子向表面扩散，Si晶体中的合金层消失，在晶体表面形成接近纯Ge的单原子层。

简介：文章主要以堆芯测量系统为例，阐述了核电仪控设备国产化供应商在建立一体化管理体系时的困难和需考虑的因素，以及一体化管理体系对国产化进程的推进，并就体系建立的关键点进行了描述，可为同类型企业建立一体化管理体系提供借鉴.