简介：采用程序升温氮化的方法制备了钼氮化物催化剂，并用EXAFS方法研究了氮化前后Mo原子的局域配位情况。负载MoO3样品的径向结构函数中有三个峰其中前两个峰对应着最近的Mo-O配位壳层，但是第一个峰与第二个峰的比例比晶体MoO3中的比例大很多，表明分子筛负载的MoO3具有更紧密的结构。氮化以后，Mo2N样品的径向结构函数中有三个峰，对应于一个Mo-N和两个Mo-Mo配位壳层，与面心立方模型符合的很好。根据X射线衍射和EXAFS谱的计算表明，Mo2N中的N原子使Mo-Mo键拉长并削弱。分子筛负载的Mo2N样品具有与非负载Mo2N样品相似的径向结构函数，只是对应于Mo-N壳层的峰较弱，表明负载的MoO3更难氮化。

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简介：对秦山第三核电厂在2007～2009年3年中所发生的运行事件加以分析和统计,特别是使用了原因和因素图法分析典型事件的原因,并结合经验反馈分析该电厂的运行情况趋势。

简介：海南的辐射环境安全监管工作起步较晚、基础较差、能力不足。一些方面存在的主要问题需要引起足够重视,得到优先加强。本文对海南省辐射安全监管中面临的几个主要问题进行思考并作出初步分析探讨,提出了针对性的对策建议。

简介：设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

简介：采用EXAFS方法研究了经中温等温和低温LN2处理的2mol%Y2O3-ZrO2陶瓷中Zr^4+和Y^3+离子的近邻结构。结果表明，与中温等温试样相比，LN2处理的试样中Zr-O层和Zr-Zr(Y）层的配位数显著减少，平均键长明显缩短；Y－O层配位数减少，Y－Zr(Y）层平均键长伸长；各配位层畸变程度均增大。两个试样的Y－O层配位数均高于Zr-O层配位数，表明点阵中的氧空位倾向于与Zr离子为邻。分析认为，该试样Zr-O配位层中较多的氧空位主要来源于从高温快速冷却时所保留下来的Schottky缺陷，对四方相稳定性和中温相变具有重要的影响。

简介：该＂安全要求＂出版物规定了在与辐射危险有关的组织内以及在引起辐射危险的设施和活动中建立、评定、保持和不断改进对安全的有效领导和管理的要求。这包括监管机构和其他主管当局,以及负责设施或活动的组织。该＂安全要求＂出版物取代原子能机构《安全标准丛书》第GS-R-3号《设施和活动的管理系统》。

简介：随着核电成为我国能源多元化策略的重要组成部分，核电厂退役的重要性不言自明。虽然我国目前运行的核反应堆并不多，距离大量核电厂正常退役的时间尚早，但是随着核电发展，将来不可避免地要面临大规模的退役问题。本文在文献调研的基础上分析了国际上核电厂退役有关过程、目标、监管、公众的接受能力、费用、废物等方面的经验做法及面l临的困难和挑战。

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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。

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。

简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

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简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

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简介：现代计算机技术的迅猛发展使之在工业领域中的应用越来越广泛,在核电站中的应用已成为一种明显的发展趋势。在核电站安全系统中应用数字计算机,或者说应用计算机化的数字保护系统来替代模拟保护系统,也已成为一种发展趋势。怎样才能在核电站安全系统中应用数字计算机,怎样才能在核电站中采用计算机化的数字保护系统（或称数字化保护系统）,这已经成为核电站的工程建造部门、设计部门和核安全管理当局十分关心的问题。要想在核电站安全系统中应用数字计算机或者在核电站中采用数字化保护系统,必须首先要解决两个问题:——设计标准和准则;——在核电站安全系统中应用计算机时,需要考虑哪些特殊的技术问题,或者说数字化保护系统与模拟保护系统相比较,需要考虑哪些特殊的技术问题。本文就这两个问题来探讨。1关于核电站安全系统中计算机应用的有关导则和标准1.1IEC标准有关计算机在核电厂仪表控制中应用的国际标准有3个,都是由国际电工委员会（IEC）制定的:

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