简介：介绍了工程设计、土建施工、进度计划、程序文件、施工准备、施工顺序、现场管理、工程监理、质保体系等因素对核工程安装工作的影响,并对这些因素进行了分析与讨论,提出了促进工程安装进度、确保安装质量的措施及建议,希望能为从事核工程建设工作的质保人员、管理人员、工程技术人员提供一种借鉴和帮助.

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。

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简介：1标准物质的定义和等级国际标准化组织对标准物质的定义为;“具有一种或多种良好的特性,这种特性可用来核准测量仪器、评价测量方法或确定其它材料的特性的物质”。标准物质还必须具备良好的均匀性、稳定性、量值的准确性,必须有证书、能

简介：我国在某航天任务中,将首次应用238Pu放射源.本文从该放射源所用的原料、放射源的结构、产生的射线种类以及包壳活化等方面分析了238Pu放射源在航天应用过程中的辐射特性.通过分析实验表明,距单个放射源1m处的中子辐射剂量率约为60uSv·h-1,在采取适当措施后,238Pu放射源将不会对人员和环境产生明显的辐射影响.

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简介：主磁铁是串列加速器升级工程100MeV回旋加速器的关键系统,属大型、重型、高精度设备,研制难度大,对质量控制提出了较高要求.论文对主磁铁的技术难点及关键质量影响因素进行了详细地分析、提出了质量控制的对策,对实施情况进行了介绍.

简介：文章通过对吉林宝源丰禽业有限公司重大火灾事故原因的思考,分析如何通过安全生产标准化建设杜绝类似事故的发生,阐述安全生产标准化建设对于事故预防控制的作用意义,说明企业安全生产标准化建设的重要性,即企业如果认真的进行安全生产标准化建设,可以从根本上预防事故的发生或事故发生后使事态迅速得到有效控制。

简介：文章从核燃料系统人身伤害事故统计出发,得出影响安全运行水平的重要因素,利用模糊层次分析模型建立了适用核燃料制造企业的安全预警系统,实现了安全生产水平的动态监控和预警÷该系统建立过程中固化形成的工作流程及工作成果,可以作为＂考评标;住＂的有效补充,可供系统内其他参评企业借鉴、参考。

简介：核行业标准《核行业安全生产检查导则》首次系统、全面地规范了核行业安全生产检查的基本要求和基本程序,为保证标准的编制质量,2010年5月20日至25日,《核行业安全生产检查导则》专家研讨会在四川成都召开。《核行业安全生产检查导则》共分为12个部分:———第1部分:安全生产检查基本程序;———第2部分:综合安全管理检查;———第3部分:铀地质矿冶安全生产检查;———第4部分:核燃料安全生产检查;———第5部分:核电厂安全生产检查;———第6部分:研究堆和临界装置安全生产检查;———第7部分:核燃料后处理厂安全生产检查;———第8部分:放射性废物管理设施安全生产检查;———第9部分:核技术应用安全生

简介：本文结合核动力运行研究所科研生产实际和质量管理实践,简要论述质量管理体系的基本原则和运行机制,实施和保持质量管理体系的意义与作用,对核动力运行研究所(简称我所)质量管理体系建设进行了回顾,并提出一些意见和改进建议。

简介：反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素（如壁面油污和锈斑）对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明：事故发生后1000s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。

简介：安全生产标准化是企业提升安全生产管理水平的有力抓手。文章按照《企业安全生产标准化基本规范》中教育培训的各项内容，结合中核集团公司的安全生产标准化实践，梳理国家法律法规和标准规范中的相关规定，分析提出了安全生产标准化过程中的安全教育培训的有关要求。

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：在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM＋软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学（ComputationalFluidDynamics,简称CFD）分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

简介：同步辐射X射线（白光）微束激发晶态物质和非晶态物质时，其中晶态物质的衍射线将严重影响元素的X射线能谱分析，其最有效的解决办法是采用同步辐射单色光激发样品，或在样品与Si(Li)探测器之间入一准直器以消除衍射作用的影响。

简介：本文根据作者核安全监管工作经验和参加对东方重机违规补焊事件的调查处理工作的经历,分析了核安全设备活动中人为与组织因素方面存在的主要问题,认为人为与组织因素已经成为制约核能与核技术利用事业健康发展的一个重要因素,并提出了核安全设备活动核安全监管一些必要措施.

简介：核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用“欧洲用户要求（EUR）”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同“大量释放”间的关系.研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考.

简介：在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于^235U裂变产物放出的高能Y光子会与^9Be发生（γ,n）反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响.本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响.研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响.