简介：MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中，针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发，以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。

简介：流体包裹体保留了古地质时期流体的原始组成，为矿物形成提供有价值的物理化学信息，对单个流体包裹体的无损成分分析，成为国际地学领域的重大前沿课题。同步辐射X射线荧光(SRXRF)微探针以其在微量和微区分析上的优势为这方面的研究提供有力的工具。我们在北京同步辐射装置(BSRF)的3WIA新束线上，用这种微探针开展了单个流体包裹体无损分析的实验研究。用特制的狭缝系统，从能量为3.5-35kev的同步辐射X射线中得刮10×10μm^2的微束，通过显微对光调整使它入射到选定的大小适当的单个流体包裹体样品上，其所产生的荧光用来确定流体中所含元素的丰度。用NIST612标样，测定了目前实验条件下元素的最小检测限(观测时间为1000秒)，检验了这种方法的可行性。在此基础上，对一组典型有机包裹体样品分别单个作无损成分分析，给出了K、Ti、V、Cr、Kh、Fe、Ni、Cu、Zn、Rb、Sr、Y、Zr和Pb等14种元素的半定量测试结果，并说明这些结果可用来研究包裹体所在储层的沉积环境以及包裹体形成时捕获的油气的母源问题。

简介：本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.

简介：核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。

简介：裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。

简介：介绍了利用北京同步辐射实验室的全反射X射线荧光谱仪测量生物细胞样品的可行性。并用此谱仪测量了正常的和辐照的小白鼠小肠细胞的痕量元素含量，发现K、Ca、Fe等元素含量有明显的提高，Cu元素含量明显降低，Mn元素含量变化不大，Zn元素含量基本稳定，并讨论了其在临床医学上的重要价值。

简介：本文分析了高压输变电设施对周围环境的电磁影响,梳理总结了国际、国内工频电场的限值标准情况。从防止电磁场环境影响、国际权威组织和部分发达国家的限值比较以及促进经济发展等方面详细分析了我国居民区工频电场限值的合理性。实践证明,我国居民区工频电场以4kV·m-1作为限值是合理可行的。

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：破口失水事故工况下，大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处，并逐渐堆积形成碎片床，不断增大流体通过滤网的阻力，降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却，从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移，以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床，并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。

简介：介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

简介：本文采用多功能四圆X射线衍射仪测绘出立方相GaN/GaAs(001）外延层的极图和倒易空间mapping，研究了六角相GaN和立方相微孪晶的取向、晶粒形状和极性等特征。结果表明外延层中片状六角相与立方相之间的取向关系为：（111）／／（0001）、＜112＞／／＜1010＞。由于（111）Ga面的外延速度远高于{111}N面，导致较多六角相和立方相微孪晶在[110]或[110]方向上的（111）Ga面和(111)Ga面上形成，而在[110]或[110]方向上六角相和立方相微孪晶含量较低。外延层中立方相微孪晶的含量明显低于六角相，表明六角相的形成可以更有效的释放局部应力集中。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

简介：我国运行核电机组大量增加,对运行机组的监管提出了新的挑战。核电厂运行技术规格书是限定反应堆正常运行边界,确保机组运行在安全限值和事故假设范围之内的文件,严格遵守运行技术规格书对确保核安全具有重要意义。本文从法规建设、能力建设、监管成效三方面分析了我国核电厂运行技术规格书的监管现状,从标准化、精细化、自洽性等方面梳理了目前运行技术规格书监管中存在的问题和不足,并就这些问题和不足提出了针对性的对策和建议。

简介：福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计,通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题,保障了乏燃料组件贮存的安全性。

简介：

简介：在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于^85Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10^-1mSv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15mSv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10^-6mSv,10km范围内公众集体有效剂量为3.75×10^-2人·mSv。

简介：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

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简介：采用高氢稀硅烷热丝化学气相沉积方法制备氢化微晶硅薄膜。其结构特征用Raman谱，红外透射谱，小角X射线散射等来表征。结果表明微晶硅的大小及在薄膜中的晶态比Xc随氢稀释度的提高而增加。而从红外谱计算得到氢含量则随氢稀释度的增加而减小。小角X射线散射结果表明薄膜致密度随氢稀释度的增加而增加。结合红外谱和小角X射线散射的结果讨论与比较了不同相结构下硅网络中H的增加而增加。结合红外谱和小角X射线散射的结果讨论与比较了不同相结构下硅网络中H的键合状态。认为随着晶化的发生和晶化程度的提高H逐渐移向晶粒表面，在硅薄膜中H的存在形式从以SiH为主向SiH2转变，即在微晶硅膜中主要以SiH2形式存在于晶粒的界面。