简介：文章针对六氟化铀中杂质元素硅加标的回收率不稳定，对硅回收率低进行原因分析，通过对末端因素逐一分析，找出了主因，制定对策，使硅加标回收率控制在95％～105％之间，优于设定的90％-110％之间的目标值，达到了质量控制的目的，解决了生产中急需解决的问题，为企业间接地创造了效益，同时提高了员工的技术素质。

简介：核素随地下水在裂隙中的迁移与在孔隙中的迁移比较，不论从地下水与岩石的接触过程还是介质对核素的吸附作用来说都有很大不同。本文以国内某基岩裂隙场址低中放射性固体废物处置场为例，运用Ecolego软件对核素在裂隙中的迁移过程进行模拟，深入探讨了计算过程中的模型建立、参数选取等关键问题，并对计算结果进行了分析，得出裂隙对核素迁移影响的结论。

简介：本文从风险管理的视角分析了中国核能发展的现状,运用风险管理的方法识别出我国在核能的发展过程中存在的各种风险因素。以山东省某核电厂为研究背景,运用未确知测度模型从自然、技术、经济、管理、法律法规、政策等层面评价我国核能的发展过程中存在的各种风险及其危害程度,以期为政府主管部门的决策、危害评估提供理论参考,探寻中国特色的核能安全风险管理新模式。

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：借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率（PTOP）和无停堆保护瞬态超功率（UTOP）进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。

简介：本文分析了高压输变电设施对周围环境的电磁影响,梳理总结了国际、国内工频电场的限值标准情况。从防止电磁场环境影响、国际权威组织和部分发达国家的限值比较以及促进经济发展等方面详细分析了我国居民区工频电场限值的合理性。实践证明,我国居民区工频电场以4kV·m-1作为限值是合理可行的。

简介：福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计,通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题,保障了乏燃料组件贮存的安全性。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了mPower、NuScale、ACP100和NHR-I4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。

简介：基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。

简介：火灾概率安全评价（PSA）是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具，详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程中，火灾隔间的分析通常较为保守，为使结果更贴近核电厂实际，有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景，分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率，从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价中的应用，并以单一火灾隔间为例阐述分析方法，为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。

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：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。