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：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：本文通过比较两个不同晶体生长历史的温梯法Al2O3晶体，通过同步辐射衍射形貌相研究了晶体内部的完整性，在正常晶体生长条件下Al2O3晶体的FWHM仅为10弧秒，而在正常晶体生长受到间停电破坏时，Al2O3晶体内易出现亚晶粒等缺陷。其内在原因与温梯法晶体生长工艺有关系。

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：运用同步辐射X射线白光形貌研究了α-BaB2O4晶体内部的完整性并分析了α-BaB2O4晶体的缺陷行为及缺陷形成原因。在(001)面发现了生长扇界和亚晶界，而在(100)面和(120)面分别观察到了位错、位错组以及针状包裹体。运用白光形貌拍摄到高清晰的旁埃斑。

简介：通过对AP1000技术与传统压水堆物项的安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级的方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析，得出AP1000各种分级既保证安全，又经济合理，而且提出AP1000技术国产化过程中，应制定符合国情的质量保证分级方法和相应的质量保证要求。

简介：论文介绍在北京同步辐射装置（BSRF）的实验条件下，用同步辐射X－射线荧光微探针对单个流体包裹体作无损成分分析实验探索，包括样品的制备、流体包裹体鉴别和选择及在工作平台上对它们作显微对光、进行探测等。在20μm×10μm和10μm×10μm束斑下对几种类型流体包裹体作了测试分析，结果表明，矿物包裹体与主矿物中所含的微量元素的种类比较一致，只是在含量上有明显区别，它可以指示某种金属矿床和某种伴生矿的存在；而储集层中不同油井和层位的有机包裹体中所含微量元素的特征，可用于研究油气的成因和演化。

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：介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。

简介：

简介：以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。

简介：本文简述流体包裹体研究的意义。介绍在BSRF的实验条件下，用同步辐射X射线荧光微探针对单个流体包裹体作无损成分分析实验探索，包括样品的制备、流体包裹体鉴别和选择及在工作平台上对它们作显微对光，进行探测等。在20×10μm^2和10×10μm^2束斑下对几种类型流体包裹体作了测试分析，并对结果作了讨论。

简介：介绍了利用北京同步辐射实验室的全反射X射线荧光谱仪测量生物细胞样品的可行性；用此谱仪测量了正常的和受辐照的小白鼠小肠细胞的痕量元素含量，发现K、Ca、Fe等元素含量有明显提高,Cu元素含量明显降低，Mn元素含量变化不大，Zn元素含量基本稳定；讨论了其在临床医学上的重要价值。

简介：对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。

简介：以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。

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：首先针对稳压器先导式安全阀定型产品开展了可靠性模型研究和分析,在此基础上,采用传统机械设计方法完成了新型先导式安全阀的初步设计,然后针对初步设计,逐步开展机械可靠性设计与分析的工作项目。最后,针对工程样机进行了可靠性研制试验和可靠性分析评价研究。按照指数分布统计试验计算得到的平均寿命的单侧置信下限θL≈56>35次(置信度为95%),满足平均寿命的指标要求。按照二项分布的可靠度单侧置信下限计算公式,得到安全阀动作成功率的置信下限为RL=0.99969(置信度为95%),满足可靠性指标要求。

简介：中核集团科技与国际合作部于2005年3月30日-31日在北京召开核工业铀化合物成分分析能力验证通报会(以下简称“能力验证”)。参加会议的有核燃料部、铀业公司主管计量的领导及有关单位和所有参加”能力验

简介：海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件套筒与补强板焊缝,焊接完成后经UT检验,发现存在大量危险性Ⅰ类缺陷,主要为裂纹、未融合、条渣、气孔等类型.通过统计分析,焊接缺陷主要集中在内侧焊缝套筒母材侧融合区,偏向于仰焊位置.本文主要从焊接工艺、施工作业条件等方面对缺陷产生的原因进行分析,得出通过对焊材选用、焊前预热方式、坡口设计、焊接工艺、电气贯穿件安装次序等方面的改进,可以很好的改善电气贯穿件焊接质量,这对后期核电建设具有一定的借鉴意义.

简介：对核电厂中发生的几起止回阀失效案例进行了分析,阐述了＂基于概率风险分析目标对止回阀相关设计应用单一故障准则＂的论点。