简介：本实验的目的是研究北京同步辐射装置（BSRF）的XRF实验装置对地质样品中的元素、特别是对轻元素的检测能力，并探讨利用目前这套装置检测流体包裹体样品时的若干问题。样品是以国家标准物质GBW07106为基体，加入一定量的NaCl,KCl，混合均匀后压制成的厚样片。测量在BSRF的XRF实验站进行，储存环电流约为40mA。样品与Si(Li)半导体探测器的距离为2cm。同步辐射源的束斑为20×20μm^2。实验在大气条件下进行，采谱时间为200秒。计算了各元素的相对检出限、采样深度、采样量和绝对量检出限（达10^-8-10^－10g)；并讨论了现有条件下分析流体包裹体样品时的可测量元素范围、包裹体深度的测量方法及深度对元素XRF强度的影响，实验设备的最佳几何配置等问题。

简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

简介：控制棒驱动机构（CRDM）下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测（PT）中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊（OVERLAY）、夹紧装置（CSCA）的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。

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：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：本文用电泳分离技术与同步辐射X射线荧光分析（SRXRF）相结合实现了人肝胞液蛋白质中微量元素的原位测定。结果表明人肝胞液PeakⅢ蛋白组分以含锌为主，与用原子吸收法得到的结果一致。这一初步尝试充分证明了用SRXRF技术实现蛋白质电泳分离原位监测的可行性。

简介：Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

简介：为探讨在我国采用HAF003法规进行核电项目建设的前提下,采用AP1000技术路线进行建设的核电站核设备采购中NQA-1标准的执行,文章对NQA-1规范与HAF003法规内容中核设备采购、制造涉及到的质量保证要求进行对比,并进行相应的应用分析。

简介：设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

简介：福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南（SAMG）的制订已经成为国内核安全监管要求.核电厂制定了应急运行规程（EOP）用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题.本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考.

简介：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考。

简介：一回路冷却剂中同位素碘的放射性活度大小是核电厂重要安全限值之一,是判断燃料元件的安全性能提供最直接的依据,因此对它的准确监测尤为关键.通过质量管理(QC)小组活动程序对一回路同位素碘监测偏差几率大的原因进行了调查与分析,通过对策实施将偏差几率由15.44％降低到5.44％,更有效低为核电站的安全稳定运行服务.

简介：介绍了田湾核电站全尺寸模拟机的软硬件情况,给出了全尺寸模拟机维护维修的一般策略,并详细分析了田湾核电厂全尺寸模拟机维护维修的具体实施方法和应对措施.

简介：

简介：在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用（SSSI）的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法（DSEM）基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

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：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

简介：2月3日,三门核电一期工程初步安全分析报告(PSAR)专题对话会在北京召开。本次会议由国家核安全局主办,中核集团三门核电有限公司承办。共约50名专家参加了本次会议,包括来自国家核安全局、环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心等单位的审评专家,以及三门核电、上海核工程研究设计院等业主方人员。

简介：通过分析300MW压水堆核电厂标准（以下简称“标准”）在两个核电工程中所起的作用和带来的经济效益及社会效益，问述了其扩大适用范围的可行性，并提出了建议．

简介：