简介：从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性，一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”，二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题，从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础，并考虑到现实的可操作性，对今后相关的核安全审评提出建议。

简介：本文通过一起钠阀门泄漏事件，从系统设计和人因两个方面进行了分析，深入探讨了事件发生的原因，并提出了在设计、人员培训等方面的改进建议，为同类快堆的设计和管理提供参考。

简介：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆（Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR）模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

简介：本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。

简介：燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆（CLEAR-I）燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

简介：主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

简介：本研究对象为某核电厂取水泵房基坑边坡。根据边坡设计的开挖支护方案,采用ANSYS有限元数值模拟软件,对边坡的开挖支护过程进行了仿真数值模拟。模拟结果表明,在边坡采用深搅桩加固、支护桩、预应力锚索等工程措施后,上台边坡和基坑边坡开挖后引起的位移和应力均较小,边坡处于稳定状态。

简介：小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析，包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面，最终确定拉伸试验数据不合格的原因，并对弯管进行重新拉伸试验，进一步采取质量控制措施，保证了拉伸试验达到合格标准要求。

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：通过应用火灾动力学软件FDS，建立了一套核电厂主储油罐间防火阀响应与失效两种状态下的对比模型，讨论了烟气形态、火焰形态、火源热释放速率及火灾温度场随时间的变化规律。研究表明，防火阀对于核电厂主储油罐间火灾事故的控制效果非常明显，通过火灾封锁法能够有效控制火源热释放速率，降低环境温度，体现了FDS应用在核电厂火灾预防方面的优势。

简介：数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。

简介：根据甘肃省内辐射事故和国内、周边国家可能出现的核事故，优化布设了甘肃省核应急监测点位7个，其布设方法对同类工作有参考价值。

简介：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。