简介：应用RELAP5—3D程序对西安交通大学的临界流实验模型进行了计算。由于RELAP5-3D程序没有考虑入口效应，在计算孔板及短管道时结果存在较大偏差。且程序采用均相热平衡声速，在低过冷度计算时结果偏低。另外过冷喷放系数对于长管道临界流计算结果的精确性有比较大的影响，需要根据经验选择合适的喷放系数。

简介：MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中，针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发，以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。

简介：裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。

简介：美国联邦法规10CFR.Part50《DomesticLicensingofProductionandUtilizationFacilities》所规定的"二步法"核电厂许可证管理程序已自20世纪50年代开始在美国执行.为了进一步降低新建核电厂的投资风险和技术风险,美国在1989年颁布了新的联邦法规10CFRPart52《EarlySitePermits;StandDesigndardCertifications;andCombinedLicensesforNuclearPowerPlants》,即"一步法"核电厂许可证管理程序.新的联邦法规已被新设计的核电厂,如AP1000所采用.根据中国核安全法规HAF001/01《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一--核电厂安全许可证的申请与颁发》的规定,自20世纪90年代以来对核设施的许可证管理一直执行"类似于两步法"的许可证管理程序.本文介绍了中关两国相应的核电厂许可证管理程序的要求,并对其特点进行了分析和比较.

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：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统（PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS）原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明：恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

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：本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析，对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明，在发生大破口事故中，安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间，内置换料水箱隔间和上部隔间，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

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：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：IEC62645：2014为核电厂基于计算机的仪表和控制（I＆C）系统、或集成的硬件描述语言（HDL）程控设备（HPD）（以下简称I＆CCB＆HPD系统）有效安全程序的开发和管理确立要求并提供指南。这些要求和指南的固有准则是电厂I＆CCB＆HPD系统安全程序遵循适用的国家I＆CCB＆HPD系统的安全要求。本标准的主要目的是规定足够有计划的措施，以便对使用数字化手段（攻击计算机）对I＆CCB＆HPD系统的恶意行为进行预防、侦测并做出反应。这包含一切不安全状况以及设备损坏或电厂性能退化。

简介：

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简介：本文介绍了同步辐射光源的特点，以及在应用于X射线形貌术时带来的各种好处。并通过介绍在北京同步辐射装置上所做的若干实验成果，扼要叙述了同步辐射X射线形貌术在晶体缺陷研究和晶体生长中的应用。

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简介：文章针对先导式安全阀产品结构比较复杂、零部件数量和种类较多的现状,在零部件的级别上着重开展通用化和系列化研究,对先导式安全阀中的通用化零部件进行了系列化规划。利用专用软件作为参数化零部件数据库,对通用化零部件资源进行管理。

简介：介绍了铀矿开采废物的组成,重点分析了铀矿山采矿废物最小化管理技术,并给出了加拿大和法国废物最小化管理的实例。

简介：从2008年启动核聚变标准化工作以来,我国核聚变标准化取得一系列进展。文章对我国核聚变标准化进展进行了总结,包括围绕中方ITER采购包开展了标准化技术支撑,建立和完善了我国核聚变标准化工作机制,编制和发布了核聚变专项标准,对我国核聚变标准体系进行了研究,推进了核聚变领域国际标准申报,以及参与国外先进核聚变标准编制工作等。

简介：搞好标准化工作,确保民品产品质量中核总五○四厂质量处质量是企业的生命,任何经济工作的成功无不是质量工作的成功。而标准化工作又是质量工作的基础工作之一,军品是这样,民品也是这样。那么,我们在发展民用产品中是如何搞好标准化工作呢?1认识明确,领导重视,机构健全在民用产品的开发生产中必须认识到:标准是质量的保证,是组织生产的技术条件,是产品验收的依据,无标准就等于盲人骑瞎马。因此,参与民用产品开发和生产的领导干部、技术人员、工人群众必须对标准化工作重视。一句话,无标准就无质量,无质量就无效益,无效益,企业就没有生命。