简介：该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括：——对检验技术和强制性附录Ⅵ（无损检验技术）要求的修改。——对强制性附录Ⅷ（电弧焊接钢筋合格评定）的修改。

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：软X射线计量标准的建立和软X射线探测器标定是目前国内急需解决的课题，本文简单介绍了两套北京同步辐射软X射线装置，它们主要用于软X射线光学元件测量和软X射线探测元、器件的标定。另外给出了近年来在软X射线测量装置上开展的计量标准和探测器标定方面的研究结果。

简介：秦山第二核电厂堆芯功率分布测量试验使用堆芯仪表系统（RIC系统）的4个移动微型裂变电离室入堆进行测量。由于制造公差以及探测器辐照历史不同等原因,4个微型裂变电离室的探测效率各不相同。为计算探测器之间探测效率的校刻因子,一般使用参考通道校刻法和交叉通道互校法。本文给出了几种校刻因子计算方法,并将所计算的校刻因子结果与法国CARIN程序校刻因子的计算结果进行了比对。

简介：简单介绍了2套北京同步辐射软X射线装置，主要用于软X射线光学元件测量和软X射线探测元、器件的标定。给出了在软X射线测量装置上计量标准和探测器标定方面的研究结果。

简介：介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。

简介：蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。

简介：为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。

简介：目前，北京同步辐射装置4W1A束线的双晶单色器存在着调节困难、单色光出口不固定等问题，本文对其中原因进行了讨论，并提出一种新型结构的双晶单色器。此单色器具有调节简单、波长切换方便等优点，并实现了单色光固定出口。从而能够大大缩短调光时间，提高4W1A束线专用光的用光效率。

简介：使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。

简介：主磁铁是串列加速器升级工程100MeV回旋加速器的关键系统,属大型、重型、高精度设备,研制难度大,对质量控制提出了较高要求.论文对主磁铁的技术难点及关键质量影响因素进行了详细地分析、提出了质量控制的对策,对实施情况进行了介绍.

简介：蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因，强调SG二次侧水质控制的重要性，以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。

简介：一次侧应力腐蚀（PWSCC）是一种晶间腐蚀，是因敏感的管子微观结构、高的残余拉应力和工作应力以及腐蚀性环境（高温水）引起的。防止PWSCC的措施包括：选择适当的管子材料、减小残余拉应力和改善腐蚀性环境、激光焊接衬管以及镀镍修补。

简介：本文描述了田湾核电站1号机组蒸汽发生器传热管缺陷的处理过程,北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督和在缺陷处理完成后的进一步监督工作.

简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

简介：从挪威和俄罗斯政府开展的核行动计划合作项目,放射性同位素热电发生器的技术和安全,拆除、转送、拆卸、储存、运输和处理等退役过程,假想事故场景,辐射监测,剂量,应急措施等方面对2004-2009年俄罗斯西北部放射性同位素发电器退役活动进行了风险和环境影响评价。RTG退役的风险和环境影响评价的实践,已证明RTG具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险,退役过程中未曾发生放射性气体释放或物质泄漏事故。

简介：ISO16641：2014含盖了仅使用非能动采样法测量氡-220的综合测量技术。本标准基于方便使用和成本低廉的非能动采样法以及测量设备的使用状况，提供了测量空气中氡-220平均活度浓度的信息。