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.

简介：内部水淹是核电厂面临的重要风险之一,对其定量化是识别核电厂水淹风险的有效手段,也是进行内部水淹概率安全评价的基础.本文通过对国内外各种水淹事件定量化分析方法的研究,提出核电厂内部水淹事件定量化的一般方法,并定量分析了我国某900MW核电厂重要厂用水系统内部水淹事件,对国内核电厂开展内部水淹风险评估有重要参考价值.

简介：本文简要介绍了核电厂安全壳电气贯穿件以及相关的鉴定标准,并着重介绍了IEEE317标准的演变历程。阐述了基于IEEE317标准的电气贯穿件鉴定试验方案的制定,并针对AP/CAP系列核电电气贯穿件的鉴定提供了鉴定试验序列的实例。结合实践经验,分析讨论了按照IEEE317标准实施鉴定试验过程中存在的问题及解决方法。相关研究结果可为核电行业应用IEEE标准开展核电设备鉴定提供借鉴。

简介：由于运行规程文件体系的复杂性、运行规程对核电厂安全运行的重要性,为了充分保证运行规程的正确性和规范性,实现核电厂运行规程的标准化开发是十分必要的.本文基于规程体系和内容结构的分析,对CAP系列核电厂运行规程标准化开发的需求进行了分析,通过程序设计和代码实现开发了规程标准化开发工具并建立了规程标准化开发平台.规程开发人员能够通过平台应用使开发出的规程文件标准化、规程重要技术内容信息化,并在后台实现数据管理.实践表明,运行规程标准化开发平台能够有效提高规程的质量和开发效率,满足核安全法规对运行限值和条件的跟踪、配置管理要求,能够从设计源头降低主控室操纵员出现人因失误的可能性,对保障核电厂的运行安全有重要意义.

简介：文章针对反应堆工程研究所计量具体工作如标准管理、量值传递、校准实验室运行、计量档案管理等过程中存在的问题进行了具体分析,并阐述了计量工作时效性强、准确性要求高、对计量工作从业人员责任心要求高的特点,最终对于反应堆工程研究所计量工作提出了改进建议。

简介：企业信息化水平评价,既是对信息化投入产出整体状况的客观评价,同时也是引导信息化规划和信息化立项等工作的基础,信息化水平评价指标体系是信息化水平评价的基础和核心部分,文章针对中央企业规模庞大、层级复杂等特点,探讨构建科学、实用、操作性强、定量化的评价指标体系,阐述了中央企业建立信息化水平评价指标体系的基本原则、结构框架及其建设方法,并以建立的指标体系在所在集团公司部分成员单位进行了信息化水平评价的实际应用,取得了良好的成效。

简介：我国在核能发展的政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会的方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断.本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正.改进后的德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性的主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点.共邀请20位有代表性的权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展的主要因素,并成功判断出14个为“十三五”期间促进我国核能发展的正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展的负面因素.得出了“十三五”期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展的复杂情况下成功应用的三个关键.

简介：龙卷风是在核电厂选址、设计和安全评价中需要考虑的重要外部自然事件,对于可能发生龙卷风的厂址区域,应对设计基准龙卷风进行评价。本文针对我国7个滨海厂址,按照核安全导则HAD101/10中的龙卷风风险度评价方法,计算了7个厂址的设计基准龙卷风风速,并定量分析了设计基准龙卷风风速对拟合样本区间和高强度样本评级的敏感性。结果表明,高强度级别的龙卷风累积频数分布是否满足对数线性规律决定了设计基准龙卷风风速计算结果的稳定性。对于计算结果不确定性较大的厂址,本文给出了评价中应关注的问题和采取的对策。

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：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：2016年5月10日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在深圳组织召开了核电标准化研究项目“核电厂严重事故管理导则格式内容标准化研究”的验收会。来自环保部核与辐射安全中心、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院等7家单位的18位专家和代表参会。

简介：为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时性,提升了相关数据的准确性和全面性。

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：本文以广东某核电厂设计基准风速的确定过程为例,通过对不确定因素的深入分析以及校核计算的验证,探讨了设计基准风速确定过程中值得注意的几个常见问题。根据法规对确定核电厂设计基准的相关要求,本文对核电厂设计基准风速确定过程中不确定因素的处理提出了建议,并讨论了相应的取值原则。

简介：国际原子能机构（IAEA）依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务（DSARS）得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估（GRSR）即是其中一种：文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。

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：近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。

简介：本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式法计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。

简介：与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。