简介：加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。

简介：日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了.提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要.毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行.本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据.

简介：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

简介：本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下：正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：用同步辐射角分辨偏上光电子谱对K／Ru(101^-0)表面上吸附的CO分子轨道的对称性测量发现：结合能在11.2eV的CO－4α1（4σ）分子轨道对s偏振光（在沿＜12^-10>的入射面）是禁戒的。结果表明由于K的强烈影响，CO的分子轨道重新排列（sp^2杂化）。根据选择定则和分子轨道的对称性说明，sp^2再杂化的CO分子吸附的桥位取向是<12^-10>晶向。

简介：蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。

简介：为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

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：本文分析了我国医用放射性同位素在辐射安全监管中存在的问题,根据放射医学不同放射性同位素的特点,探讨精细化的管理模式,拟以此进一步促进放射医学健康发展.

简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

简介：本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导.

简介：内陆核电厂和滨海核电厂的核与辐射安全目标是相同的,只是液态流出物释放的受纳水域不同,照射途径网络比近岸海域更复杂。因此,内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点。本文结合国内外核电厂液态放射性流出物排放的审管实践,重点讨论内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度的审管控制问题。

简介：核电厂运行过程中不可避免的会产生放射性废物。核电厂通过各种技术和管理手段减少放射性废物的产生量。AP1000核电机组采用简化的系统设计、先进的放射性废物处理工艺、数字化的辐射监测手段,最小化放射性废物的产生量,从而尽可能减少向环境放射性废物的释放量。文章介绍了三门系列AP1000核电机组放射性废物管理的技术特点并对其在废物最小化方面的优缺点进行了简要的分析。

简介：7防护技术7.1一般原则7.7.1对于开发矿山和建造选冶厂,使辐射危险的范围控制在可合理达到尽可能低的水平是基本的目标。经严格设计和建造的矿山和选冶厂,比较容易使辐射防护系统保持良好状况,并且一般情况下,比在设计和建造阶段没有考虑合理的辐射防护原则更容易补充任何附加的辐射防护措施。7.2矿山设计7.2.1实际中,矿山设计的选择是通过研究技术和经济上的准则来完成的。由于作业环境存在辐射,给工作人员造成一种潜在踺康危害,因此,建议进行最优化分析。最优化分析的结果可能改变矿山设计人员所考虑方案的顺序,并且这种结果还应该引入工艺选择的决策中。在确定如何有效地控制辐射危害时,正确的矿山设计起着一种关键的作用。在降低工作人员辐射照射方面,矿山设计的作用是双重的。7.2.2第一个作用是提供适当的孔道系统,以满足有效风量分布。第二个作用是安排采矿的顺序和方法要使得围绕工作人员的空气流中积累的气载放射性污染物最小。7.2.3虽然可以简单地陈述矿山设计的作用,但按需

简介：

简介：为了降低成本并增强竞争力，核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制，以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营问相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题，并例举了当前发展情况以及燃料设计者、供应商和反应堆运营商间相互协调配合的良好实践。

简介：本刊讯2005年3月22日-25日国防科工委质量与可靠性信息第四次工作会在昆明召开。来自国防科技工业的九大集团公司及国防科技工业可靠性工程技术研究中心、部分省市国防科工办的160余名代表出席了会议。

简介：

简介：对两个有关核电站放射性流出物排放的国家标准《核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值》(GB13695-1992)、《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)进行研究,重点关注了GB6249的编制变化,GB13695的编制目的,同时通过二者的比较,发现了其在应用上的不足.据此提出了相应的建议.