简介：本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。

简介：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

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：从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点。通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法,使得该低压安注泵能够满足该核电厂运行要求。

简介：简述了云计算的概念、服务类型、实现方式等关键技术，结合核事故应急系统平台升级建设的需求，提出了建设私有云计算平台的应用设计，并对其在安全性和数据灾备方面的特点进行了分析。

简介：采用XAPS和XRD研究Ni-Ce-B超细非晶态合金在退火过程中的结构变化。实验结果表明，在573K的返火温度下，样品仍然保持非晶态结构，仅有少量晶态Ni3B生成；在673K退火温度下、Ni-Ce-B样品晶化生成晶态Ni3B和纳米晶Ni；在773K和更高的温度退火处理后，还有一部分Ni3B并未分解，少量的Ce掺杂使得样品晶化生成的Ni晶格有较大畸变。说明0．3％的Ce对提高Ni-Ce-B样品的稳定性有显著作用。

简介：企业信息化水平评价,既是对信息化投入产出整体状况的客观评价,同时也是引导信息化规划和信息化立项等工作的基础,信息化水平评价指标体系是信息化水平评价的基础和核心部分,文章针对中央企业规模庞大、层级复杂等特点,探讨构建科学、实用、操作性强、定量化的评价指标体系,阐述了中央企业建立信息化水平评价指标体系的基本原则、结构框架及其建设方法,并以建立的指标体系在所在集团公司部分成员单位进行了信息化水平评价的实际应用,取得了良好的成效。

简介：在遵循核安全法规的要求的基础上,确保大修质量受控,优化大修进度管理,对大修项目进行合理控制;从历史数据中设置缓冲区模型;考虑资源约束下的大修项目管理,结合秦山核电大修实践经验,将关键链技术引入秦山核电大修项目进度管理中,具有借鉴和实践意义。期望为其它核电站大修提供有益的借鉴。

简介：（CO＋Cs)/Ru(101^-0)共吸附的体系中，CO分子由于受Cs原子强烈影响，分子轨道发生重新杂化组合。CO分子原来在清洁Ru(101^-0)表面上结合能位于7.5eV处相重叠的5σ和1π轨道对应谱峰分裂为两峰，结合能分别位于6.3和7.8eV处，其中6.3eV处的谱峰来自CO分子1π轨道的一支，它显示出该分子轨道沿衬底＜0001＞晶向的镜面反对称性。CO分子1π轨道的另一支和5σ轨道在结合能7.8eV处相重叠。

简介：结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。

简介：用同步辐射X荧光(SRXRF)分析了土壤和岩石标准参考物质、泰兵马俑和江西洪州窑古瓷中的元素谱。实验结果表明用扫描方式分析古陶瓷中的元素谱能提高实验数据的重复性，在古陶瓷元素谱的无损分析中，现有标准参考物质可以用于部分元素含量的的标定和分析质量控制。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：当今离子束分析技术涉及生命科学应用方面最令人瞩目的进展是核子微探针技术的建立和发展，北京同步辐射国家实验室的同步辐射X射线荧光微探针系统具有很高的探测灵敏度(相对灵敏度为百万分之一，绝对含量可达l0-l0g)，这些都是常规化学分析方法不能做到的，也是传统电子微探针和溅射离子显微镜难以解决的问题。本项研究正是使用当今先进的核微探针技术，探测骨矿无机物质的分布和流失途径，深入研究骨质疏松症发病机理，为骨质疏松症的预防和药物治疗提供高水平的理论依据和鉴别手段。

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简介：原位XAFS方法研究NiB纳米非晶态合金在78K至573K温度范围的结构特点。结果表明：在78K时，NiB样品的第一配位峰的位置和强度分别为2．06A、396．4，其强度只有Ni箔第一配位峰强度的25％左右；300K时，第一配位峰的位置和强度分别2．08A、255．9；573K时，第一配位峰的位置和强度分别为1．87A、155．4。温度从78K升至300K，第一配位峰的位置变化不大，但峰强度降低35％左右：温度继续升至573K时，峰的位置较78K的向小的方向移动0．20A，并且强度降低了60％。这表明随着测量温度的升高，NiB纳米非晶态合金中Ni原子周围的热无序度显著增加。

简介：原位XAFS方法研究NiB纳米非晶态合金在78K至573K温度范围的结构特点。结果表明：在78K时，NiB样品的第一配位峰的位置和强度分别为2．06A、396.4，其强度只有Ni箔第一配位峰强度的25％左右；300K时，第一配位峰的位置和强度分别2．08A、255．9；573K时，第一配位峰的位置和强度分别为1．87A、155．4。温度从78K升至300K，第一配位峰的位置变化不大，但峰强度降低35％左右；温度继续升至573K时，冷的位置较78K的向小的方向移动0．20A，并且强度降低了60％。这表明随着测量温度的升高，NiB纳米非晶态合金中Ni原子周围的热无序度显著增加。

简介：本文采用XRD，EXAFS等手段考察Co载量对催化剂结构的影响，并关联其合成醇活性。活性炭担载的硫化态Co-Mo-K样品中，Mo主要以MoS2物种形式存在于活性炭的表面上，而Co在低Co载量时主要形成“Co-Mo-S”相，在高Co负载量时会有部分类Co9S8的物相出现。经Co助剂修饰后的催化剂显示出良好的合成醇催化性能，Co助剂有利于合成C2+醇。Co/Mo原子比为0．5时表面“Co-Mo-S”相可能达到饱和，合成醇的收率也最高。Co物种是和MoS2物相以协同的方式起作用的。

简介：我们用全外反向掠入射衍射，研究了BaTiO3/SrTiO3(BTO/STO）超晶格（SLs）的界面应变和应变驰豫行为。在总厚度超过临界厚度的情况下，应变驰豫机制依赖于SLs中的单层厚度。当其小于临界厚度时，SLs整体驰豫；大于临界厚度时，SLs在其两组元界面上分层驰豫。但SLs总水平应变量均随着单层厚度的减小而增大。最小能量原理计算已支持上述结果。

简介：使用部分还原－共沉淀方法制备了平均粒径为3－11nm的球形Fe3O4纳米颗粒，以16：4：1的甲醇－乙醇－水混合溶液作为传压介质和均分散介质，利用金刚石对顶砧装置（DAC）研究了球形Fe3O4纳米颗粒的原位常温高压（0－31．8GPa)XRD谱和纳米颗粒的压致晶格结构变化。

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