简介：利用同步辐射硬X射线高能量，穿透能力强和高分辨率的特性，根据X射线形貌成像原理分别对工程结构陶瓷烧结后，材料内部微结构和微缺陷尺寸大小、分布和界面形貌进行无损观测。直观地获取微结构图像，为宏观分析结构陶瓷韧性和强度等力学性能，为建立扩散和本构模型提供有效的实验数据和图像。

简介：本文综述了我国研究性反应堆核事故应急准备工作的现状．分析了存在的问题并提出了改进建议。

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：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：本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。

简介：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

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：（CO＋Cs)/Ru(101^-0)共吸附的体系中，CO分子由于受Cs原子强烈影响，分子轨道发生重新杂化组合。CO分子原来在清洁Ru(101^-0)表面上结合能位于7.5eV处相重叠的5σ和1π轨道对应谱峰分裂为两峰，结合能分别位于6.3和7.8eV处，其中6.3eV处的谱峰来自CO分子1π轨道的一支，它显示出该分子轨道沿衬底＜0001＞晶向的镜面反对称性。CO分子1π轨道的另一支和5σ轨道在结合能7.8eV处相重叠。

简介：结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：简要介绍了国际原子能机构（IAEA）近年来在研究堆开发与安全管理方面的重要举措，以及未来发展的趋势。针对国内目前研究堆的现状，建议与IAEA开展相关合作。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：(2011年8月1日)近期发生的数起安全事故,凸显出安全的重要性,尤其是核安全的极端重要性。3月11日发生的日本福岛核事故,教训非常深刻。7月23日发生的甬温铁路特别重大交通事故,尽管不是核事故,也给核行业以极大的警示和启示。在去年核工业创建55周年座谈会上,张德江副总理谈到,他主要担心两个领域出现安全问题,一个是高铁,一个是核电。言犹在耳,果然这两个领域都出了重大问题,只不过一个是在国内,另一个是在国外。两起事故都让我们立即联想到了我国的核安全,引发了广

简介：利用角分辨紫外光电子谱对乙烯和乙炔气体在Ru(1010)表面的吸附及与K的共吸附的研究结果表明：当衬底温度超过200K，乙烯即发生脱氢反应，σCH和σCC能级均向高结合能方向移动。在室温下，σCH和σCC能级位置与乙炔在Ru(1010）表面的吸附时的分子能级完全一致。乙烯发生脱氢反应后的主要产物为乙炔。衬底温度从120K到室温，Ru(1010）表面上乙炔的σCH和σCC能级均未发现变化。室温下乙炔仍然可以在Ru(1010）表面以分子状态稳定吸附。在有K的Ru(1010）表面上，室温时σCC谱峰几乎。碱金属K的存在促进了乙炔的分解。

简介：

简介：利用扩展X射线吸收精细结构技术对用化学共沉淀法制备的非晶和纳米ZrO2·15％Y2O3体系进行了研究。分析结果显示，在从非晶态向纳米结构晶化的过程中，最近邻的Zr-0配位层的配位数和键长没有发生明显的改变，说明300℃温度处理的样品已经形成的900℃温度处理相同的最近邻局域结构。而对于Zr-Zr（Y）配位层，随着晶粒尺寸的减小，配位数明显降低，键长显著缩短，具有比Zr-O配位层更大的无序。这些结果表明晶粒尺寸的变化对于较远配位层的影响要比对最近邻的影响大得多。

简介：利用双晶单色器和精密二圆衍射仪，在北京同步辐射装置建立了同步辐射X射线驻波实验技术，并用这一实验技术结合X射线衍射方法，研究了Si晶体中外延生长的超薄Ge原子层的微结构。实验结果表明，由于Ge原子的偏析，在Si晶体样品中形成了共格生长的GexSi1-x合金层，浓度平均值为X=0．13；650℃退火会使Ge原子向表面扩散，Si晶体中的合金层消失，在晶体表面形成接近纯Ge的单原子层。

简介：

简介：20世纪80年代以后业界和学界逐渐开展核安全法律问题研究,研究成果多在2000年以后,2010年以后介入人员及热点增多。研究成果主要集中在对国际核安全法律及国外有关国家核安全法律制度的介绍、对加强我国核安全立法相关问题的研究以及对核安全法律法规中若干重要问题如废物处理与辐射防护、核损害责任等。总体来说研究数量、质量以及深度和广度都显不足,研究视角和方法较单一。

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