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：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：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。

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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：本文利用同步辐射角分辨光电子谱研究了f.c.c.Fe与Cu{111}之间的界面。观察到了位于表面布里渊区中K点附近的界面态，表明它是一个有序的界面。垂直出射的价带谱表明外来Fe原子对衬底Cu{111}的能带结构无任何影响。这与互混的Co/Cu{111}的结果不同，表明界面处不存在Fe与Cu原子之间的互混。

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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：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。

简介：加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。

简介：本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下：正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。

简介：反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素（如壁面油污和锈斑）对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明：事故发生后1000s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。