简介：简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。

简介：本文通过针对美国核管会相关导则和技术文件的分析,梳理了美国核管会洪水评价依据、计算方法、审评者的审查策略以及福岛后的最新经验总结等方面内容。通过示例重点叙述了层次分析方法评价方法在洪水评价中的应用,在此基础上阐述了美国核管会未来对美国核电厂防洪安全评价的改进和对今后工作的展望,文章最后对上述内容进行了总结。

简介：通用粉末衍射仪是中国散裂中子源一期工程三条谱仪中的一条。它在运行的过程中会有辐射的产生，因此我们设计了人身安全联锁系统来保护工作人员的安全。本文阐述了GPPD人身安全联锁系统的设计原则、控制区划分、系统架构。对联锁PLC系统、联锁钥匙系统、联锁门禁系统进行详细的介绍。详细描述控制区进出及清场流程。最后，对调试及运行情况进行了总结。

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。

简介：

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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：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：本文依据GB/T19000-2000标准中“不合格的定义”,阐述了对设计单位质量管理体系和设计产品中出现的不合格的见解,提出了对不合格进行控制和处置的目的以及设计单位在处置不合格时应注意的环节。

简介：在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题已是核能界广泛关注的核安全问题，国内核安全监管部门和核电厂营运单位正积极推动该问题的解决。本文介绍了国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进工作的进展情况，从审评人员的角度说明了对解决该问题所持的态度及相应的监管要求，并阐述对国内相关核电厂逐步开展该项工作的总体设想。

简介：介绍了核电厂蒸汽发生器设计中应考虑的安全问题，包括传热管材料的选择、支撑板材料与结构设计、防振架材料与结构设计、管子与管板的连接和热工水力结构的改进设计。最后还介绍了ALWR—URD对蒸汽发生器设计的要求。

简介：核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验，文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍。对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。