关于国际原子能机构核电厂运行安全性能指标的探讨

简要介绍了国际原子能机构推荐核电厂运行安全性能指标，建立核电厂运行安全性能指标的方法。     

重水堆燃料通道内浮升力引发的 间歇式流动现象数值分析

对重水堆水平燃料通道内浮升力引发的间歇式流动( IBIF)现象进行模拟,对现象过程、燃料组件温度进行研究.由计算结果可以看出,燃料包壳温度随气泡的产生、生长以及排出的周期性变化,出现上升、下降的周期性变化;气泡在单元两侧开口处交替排出;气泡的排出带走燃料组件衰变热,使燃料包壳温度处于相对较低的水平.     

薄壁铝合金半球壳塑性成型与基于MSC.Marc的模拟技术应用研究

薄壁件如汽车覆盖件、机翼、导弹壳体等在汽车、航空、航天、船舶、家电、机械等行业有着广泛的应用,薄壁件的制造精度和质量也是制造工艺研究的重点对象之一.计算机辅助设计制造与工艺仿真等先进的手段为薄壁件的设计制造工艺提供了有利的保障,如在国外先进工业国家,板料成型的过程与回弹分析已应用于产品设计与模具制造的前期工作,在设计阶段通过仿真手段不断修正产品设计和模具的制造,避免了传统制造周期长、试验成本高的许多缺陷,缩短了产品研制周期的同时创造了较好的经济效益.     

固体零功率堆用于中子照相的某些特性研究

中子照相，固态零功率堆，次临界倍增系统     

核电厂建设项目应关注的问题

从核安全监管当局早期介入和业主单位职责的两个方面,分析了芬兰Olkiluoto 3核电工程拖期原因,对我国核电建设提出几点值得关注的问题。     

浅谈核安全公众宣传教育

从核安全公众宣传教育的复杂性、脆弱性着手,探讨目前核安全公众宣传中存在的一些问题,并提出相应的建议。     

国际原子能机构对核安全监管当局的同行评议

介绍了国际原子能机构(IAEA)同行评议的方法、范围，并简要介绍中国同行评议的结果。     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析.本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持.