核设施抗爆炸分析综述

本文分析了国内外在核设施抗爆炸分析方面的研究情况,介绍了在有限元分析发展过程中几种重要的数值方法并重点分析了中心差分法,介绍了几种可用于分析设施爆炸的软,总结了中国核设施的结构特点,列出了钢筋混凝土的三种建模方法并分析了优缺点。     

大亚湾核电站的核安全文化建设探讨

论述了核电站管理中安全文化的概念及安全文化的发展阶段。重点分析了大亚湾核安全文化形成的背景及过程 ,阐述了大亚湾核安全文化的核心理念 ,提出了核电站安全文化指标 ,总结了大亚湾核电站实施核安全文化的主要措施 ;描述了透明度的普及 ,并对大亚湾核电站核安全文化实施的效果进行了系统分析。     

核电厂电磁干扰根本原因分析及全流程化的应对策略

对核电厂的EMI事件进行了统计和分类,分析了不同类事件的根本原因,给出了应对方案。论述了核电厂建立全流程化EMI问题应对策略的必要性。而后从核电厂全流程化解决EMC问题的角度,提出了3个主要问题,并一一作了解答,为建立核电厂全流程化解决EMI问题应对策略提供了重要参考。     

秦山第三核电厂乏燃料干式贮存设施竣工环保验收监测与评价

介绍了秦山第三核电厂乏燃料干式贮存设施项目的组成及设计。参照相关法规、规范,提出了该项目竣工环保验收监测方案,给出了竣工验收监测结果,并对监测结果进行了分析评价。在分析评价的基础上,对项目是否满足竣工验收条件给出了明确结论,对存在的问题提出了改正建议。     

煤田岩性密度测井仪器的研制

本文对岩性密度测井原理、仪器的研制方案等进行了论述。介绍了煤田岩性密度测井仪的主要电路框图,对仪器的刻度进行了探索,并介绍了仪器的性能指标,对测井资料应用提出了展望。     

核电工程防造假管理体系建立与优化

近年来,在国内外核电建设过程中发现了个别造假现象,这些造假现象造成了经济损失,带来了质量隐患,引起了舆情风险。本文阐述了核电工程防造假管理体系建立与优化的总体思路,辨识、分析和评估了核电行业的造假风险,针对造假风险制定了防控措施,并探讨了后续的防造假管理体系优化方向,对于提高核电厂工程项目防造假管理能力具有重要意义。     

在能源行业核电标准化技术委员会一届二次会议上的讲话

各位委员:今天的会议开得很好,圆满完成了会议所有预定的议程。首先是认真审查了核电标技委年度工作,能源行业核电标准化技术委员会秘书处做了一年来标委会工作的全面总结,概括提出了八方面工作内容,并提出了下一年度的工作计划。其次,审议通过了新     

辅助锅炉给水控制优化方案

介绍了秦山三期核电站辅助锅炉汽包给水控制系统,分析了其存在的不足之处,提出了优化方案。优化后的控制系统确保了辅助锅炉的平稳安全运行,同时也为其用户的正常运行提供了保障。     

失效分析方法在某核电系统可靠性工程中的应用

对可靠性工程的发展历史进行了概述,描述了失效分析方法,建立了失效分析流程,给出了失效分析在可靠性工程中的关键作用。开展了诱发陶瓷电容失效的机理研究,定义出了诱发陶瓷电容失效的机械应力失效、热应力失效和原材料失效的机理。以某核电系统现场调试期间出现的数字输入板卡发生故障为切入点,对外观检查、电性能测试以及晶相切片分析等进行了详细分析,结果表明,板卡热应力故障是导致板卡失效的主要机理。从板卡热应力失效机理入手,进行了电路分析和计算,找出了诱发板卡产生热应力故障的因素,调整了电路设计,进行了板卡的可靠性预计,预计结果满足设计寿命要求,失效分析方法提高了设计人员的设计水平,使系统可靠性得到增长。     

液体闪烁计数器进展简述

回顾了液体闪烁计数器的发展史,指出了符合电路的出现是其里程碑,综述了国内外液体闪烁计数器大致相似的软硬件,展望了我国液体闪烁计数器发展前景.     

摇摆条件下圆管内的摩擦阻力模型

对摇摆条件下的层流和湍流流体的受力特性进行了分析。从Navier Stokes方程出发建立了摇摆条件下层流和湍流流体的流动模型,推导出了摇摆条件下圆管内层流和湍流流体的速度表达式和摩擦阻力系数表达式。分析了摇摆条件对流体流动特性的影响机理。将理论模型与实验结果进行了比较验证,两者较为吻合。     

木材辐射接枝MMA改性研究

采用γ射线辐照的方法,研究了４种木材辐射接枝甲基丙烯酸甲酸（ＭＭＡ）的效果以及３种辐照方式和辐射剂量对接枝率的影响。结果表明：４种木材的接枝率在１１．８％￣１６３％范围内,其中杉木的接枝效果最好。辐照方式和辐射剂量对接枝效果有一定影响,浸水辐照有助于提高接枝率,辐射剂量与接枝率呈正相关。最后,通过木材硬度和缩胀率测试,表明木材性能得到较大的改进。     

铀在木纤维上的吸附行为及机理分析

为了解木纤维对铀的吸附特性,通过静态吸附实验,研究了木纤维的粒度、吸附时间、用量、温度及溶液的pH值和初始浓度等因素对模拟含铀废水中U(Ⅵ)去除率的影响,并从热力学和动力学方面对吸附过程进行了分析。结果表明:溶液初始pH≈3时,木纤维对铀的吸附平衡时间为4h,且吸附剂粒径越小、温度越高、用量越大,越有利于铀的去除;铀在木纤维上的吸附过程符合Langmuir等温吸附方程,吸附动力学过程可用准二级吸附动力学模型描述,表明化学吸附主要受动力学控制;木纤维吸附铀是自发的吸热反应。SEM、FT-IR和EDS分析结果表明,木纤维吸附铀后表面形态发生了改变,且在吸附过程中铀主要与木纤维表面活性基团螯合并形成配合物,存在表面络合吸附行为;吸附铀前后的能谱对比分析表明,吸附过程中存在离子交换行为。因此,木纤维对铀的吸附机理是以离子交换和表面络合吸附为主、物理吸附为辅的混合吸附过程。     

可编程脉冲信号发生器

介绍了基于计算机串行接口控制的可编程脉冲信号发生器 ,其脉冲信号的频率、宽度和幅度都可以根据需要调节。频率通过用可编程器件 EPLD控制 ,而脉冲信号的宽度和幅度通过多路模拟开关和数字电位器调节。计算机端用 Lab View5 .1软件编写仪器的面板 ,使虚拟仪器使用直观而方便     

用不同程序模拟计算ADS散裂靶结果的比对(英文)

利用不同的程序对ADS散裂靶进行了模拟计算。用SNSP,SHIELD,DCM\CEM(Dubna Cascade Model\Cascade EvaporationMode)和LAHET等程序计算了长60 cm,直径20 cm的圆柱形铅靶,分别在800,1000,1500 and 2000 MeV的质子轰击下所产生的泄漏中子产额和能谱分布。模拟结果与实验数据进行了比较,对泄漏中子产额而言,SNSP模拟的结果与实验符合较好,SHIELD,DCM\CEM和LAHET计算的泄漏中子能谱分布比较一致。     

合肥800MeV电子储存环的色品测量与校正

介绍了合肥800MeV电子储存环的色品测量与校正。采用改变二极铁电流方法测量了自然色品和采用改变RF频率方法测量了校正色品,并对这2种测量方法进行了理论分析和公式推导。还给出了自然色品、校正色品以及六极铁电流对校正色品影响的测量结果。     

核燃料组件运输容器隔振系统的振动分析

进行了核燃料组件运输容器隔振系统橡胶块的特性试验，测定了橡胶块的静态和动态拉压刚摩和剪切刚度，采用自由振动方法测定了橡胶块的拉压阻尼和剪切阻尼。建立了运输容器隔振系统的数学模型．对隔振系统的幅频特性和隔振传递率进行了分析，确定了系统各运动的共振频率。对运输容器系统受来自运载工具如铁道车辆或公路车辆的纵向冲击情况下的隔振性能进行了研究，导出了运载工具冲击加速度允许值的解析式，并进行了计算和分析。     

10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究

钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。     

新型硫掺杂聚苯乙烯的制备与表征

本工作研究一类新型硫掺杂聚苯乙烯的制备方法。以对氯甲基苯乙烯和苯乙烯为原料,在偶氮二异丁腈（AIBN）引发下,制备对氯甲基苯乙烯的均聚物和与不同比例苯乙烯共聚的共聚物,此氯甲基化聚苯乙烯与乙基磺原酸钾反应,即可以高产率制备不同硫掺杂聚苯乙烯。该方法操作简单,条件温和。聚合物结构经红外光谱、核磁共振氢谱表征,聚合物相对分子质量经凝胶渗透色谱分析检测。同时还对硫掺杂聚合物的成膜性能进行了初步研究,结果表明,该聚合物成膜性能良好。     

CFD analysis of flow and heat transfer of turbulent pulsating flow in a tube in rolling motion

The investigation of flow and heat transfer of turbulent pulsating flow is of vital importance to the nuclear reactor thermal hydraulic analysis in ocean environment. In this paper, the flow and heat transfer of turbulent pulsating flow is analyzed. The calculation results are firstly verified with experimental data. The agreement between them is satisfactory. The effect of spanwise and wall-normal additional forces is significant in small Reynolds number, and decreases with Reynolds number increasing. The rolling axis and rolling radius contribute slight to the flow and heat transfer. The effect of velocity oscillation period on the heat transfer is limited than that of Reynolds number and oscillating velocity Reynolds number. The traditional empirical correlations could not predict the flow and heat transfer of turbulent pulsating flow in rolling motion.