简介：对压水堆核电厂的严重事故进行了概述,通过对“实际消除大规模放射性释放”概念的探讨,得到了11条结论,各种文件所表达的精神基本一致.对欧洲各国、IAEA来说,“实际消除”的意义有所差异,“实际消除大规模放射性释放”这个概念易于操作,便于公众理解,但在概念和逻辑上存在容易被攻击的缺陷.

简介：本文研究了核安全规划中关于＂实际消除大量放射性物质释放的可能性＂这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对＂设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性＂的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^-7/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^131I的放射性释放定为＂大量放射性释放＂。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足＂实际消除＂安全目标。

简介：对＂实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放＂安全目标的准确定位,是正确理解HAF102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出＂十三五＂期间新建核电的安全目标和HAF102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。

简介：成像板是一种新型的集成式面探测器系统，近年来被广泛用于X光，特别是高强的同步辐射X光实验。为改善BSRF的探测条件和水平，最近BSRF购进了一套日本FujiFilm公司生产的BAS－2500成象板探测系统，提出供给广大用户使用。本文介绍了IP的工作原理、特性及应用，并对BSRF的IP探测系统作一简要介绍。

简介：新型硅P-N结光电超二极管对光于能量响应范围已达到了X射线范围。它具有线性范围大，能量响应范围宽，量子效率高等优点，因而适用X射线之探测。本文介绍了以光电二板管构成同步辐射XAFS探测器替代传统的电离室探测器组合的研究工作，给出了的探测器结构设计，工作原理，实验结果及讨论。

简介：以流向事故传感器为例,运用可靠性技术对核工厂使用的专用传感器的失效规律进行分析,对失效分布数据进行了拟合计算,得到了传感器的特征寿命,从传感器结构方面进行了可靠性分析。

简介：文章对某单位的锆复合板反应器设备泄漏原因进行了分析,先后采用两种方法进行泄露修补。对比两次不同的返修方法,认为对安全运行多年的设备,其结构和应力分布已经固化,如果有泄漏,漏点不会很大,但因为设备冷态检查与最终使用工况有较大区别,返修完成前后应模拟工况进行热试,这样才能彻底找到漏点,一次性返修好。对这台设备的返修总结,为类似使用多年的设备返修提供经验。

简介：本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法，并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析，将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较，以验证设计的合理性，结果证明二者基本一致。

简介：研制一套具有自主知识产权的新型桶外水泥固化技术,运用头脑风暴法提出不同方案,进一步进行理论分析比较,确定了间歇式桶外圆柱形混合器为最终研制方案.通过对最终方案进一步细化分析比较,设定研制目标,制定对策及实施,成功的研制出新型的间歇式桶外圆柱形混合器,使得完成一次水泥固化不超过10分钟,填充率小于95％,打破了国外桶外水泥固化技术断地位及技术封锁.

简介：阻尼器注油及更换安装是主设备启动前的最后一道工序，保质保量按期顺利完成该项工作将为主工艺系统的启动达产提供有力保障。为此，针对工作初期阻尼器安装一次合格率较低这一问题，文章通过对数据的收集分析，发现问题的症结在于阻尼器垫圈沾油和翻边。运用头脑风暴法进行了原因分析，通过末端因素的逐一确认，得到三条主要原因，合理制定对策并逐步实施，最终将安装一次合格率从55．00％提高到了87．50％，确保了阻尼器更换安装节点目标的顺利实现。

简介：组织等效正比计数器(TEPC)是测量微剂量学量的探测器。通过测量辐射场的微剂量谱和吸收剂量,进而计算出品质因子和剂量当量。本文首先介绍了测量微剂量谱的原理,叙述了几种组织等效正比计数器的常用刻度方法,最后提供了实验的方法和相关条件。

简介：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：蒸汽发生器二次侧U形管防振条处经常会发生微振磨损,外来物对传热管的磨损也时有发生.本文介绍了传热管微振磨损及外来物磨损的概况,传热管微振磨损的机理,预测传热管的微振磨损量,垂直接触力和滑动距离.最后论述了美国西屋公司、法国法马通公司、德国西门子KWU公司和加拿大B&W公司对传热管微振磨损的防护措施.

简介：采用FLUKA蒙特卡罗程序计算了兰州重粒子加速器所产生感生放射性核素的种类及其活度，研究了其活度随时间的变化关系，使用γ谱仪测定了冷却后加速器腔壁中长寿命放射性核素的γ能谱图，分析了感生放射性对放射性工作人员和公众的影响，提出了相应防护措施的建议。

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。

简介：加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行，具有次临界固有安全性，同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点，被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生，束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动，从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上。提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT，通过用户自定义功能（UOF）将中子动力学模型（PKM）和燃料棒瞬态热分析模型（PTM）集成进入FLUENT软件中，完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD／NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证，关键校验参数与发布结果吻合较好，最大计算误差为5．2％，与国际同类功能的计算程序相当，模型具有一定的可信度，可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：针对稳压器先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。

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。