简介：应用RELAP5—3D程序对西安交通大学的临界流实验模型进行了计算。由于RELAP5-3D程序没有考虑入口效应，在计算孔板及短管道时结果存在较大偏差。且程序采用均相热平衡声速，在低过冷度计算时结果偏低。另外过冷喷放系数对于长管道临界流计算结果的精确性有比较大的影响，需要根据经验选择合适的喷放系数。

简介：MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中，针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发，以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。

简介：裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。

简介：美国联邦法规10CFR.Part50《DomesticLicensingofProductionandUtilizationFacilities》所规定的"二步法"核电厂许可证管理程序已自20世纪50年代开始在美国执行.为了进一步降低新建核电厂的投资风险和技术风险,美国在1989年颁布了新的联邦法规10CFRPart52《EarlySitePermits;StandDesigndardCertifications;andCombinedLicensesforNuclearPowerPlants》,即"一步法"核电厂许可证管理程序.新的联邦法规已被新设计的核电厂,如AP1000所采用.根据中国核安全法规HAF001/01《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一--核电厂安全许可证的申请与颁发》的规定,自20世纪90年代以来对核设施的许可证管理一直执行"类似于两步法"的许可证管理程序.本文介绍了中关两国相应的核电厂许可证管理程序的要求,并对其特点进行了分析和比较.

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：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统（PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS）原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明：恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

简介：以秦山核电厂一期工程反应堆为例，运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型，构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布，利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明，在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下，随着可燃毒物棒数量的增多，Keff值呈线性下降的趋势，当毒物棒的布局由密到疏时，Keff值由大变小，这与理论结果一致。

简介：本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析，对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明，在发生大破口事故中，安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间，内置换料水箱隔间和上部隔间，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

简介：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆（Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR）模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用（SSSI）的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法（DSEM）基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

简介：通过合成镧叶绿素a(La-Chla),研究稀土在叶绿素中的赋存状态。La-Chla的紫外可见光谱（UV－vis)、红外光谱（FT－IR）证实，镧离子已配位到叶绿素a的卟啉环上。其磁圆二色谱（MCD）在Soret带具有双层夹心卟啉结构的特征结构。通过扩展X射线吸收精细结构谱（EXAFS），采用双层夹心结构模型拟合，确定La周围的近邻结构，取得满意结果。表明合成镧叶绿素a具有双层夹心结构，La夹于两个卟啉环之间，与上下卟啉环上共八个N原子配位，La-N平均键长0.261nm。

简介：

简介：通过合成镨叶绿素a(Pr-Chla)研究了稀土在叶绿素中的结合方式。Pr-Chla的紫外可见光谱（UV－Vis)、红外光谱（FTIR）证实镨离子已配位到叶绿素a的卟啉环上。其磁圆二色谱（MCD）Soret带具有双层夹心卟啉的特征结构；通过扩展X射线吸收精细结构谱（EXAFS），采用双层夹心结构模型拟合，确定了Pr周围的近邻结构。表明合成镨叶绿素a具有双层夹心结构。Pr(Ⅲ）夹于两个卟啉环之间，与上下卟啉环上共8个N原子配位，Pr-N键平均键长0.242nm。

简介：本文首次利用异常衍射精细结构谱（DAFS）分析技术对多层膜中的NiFe和Cu的精细结构进行了分析。从DAFS谱中，我们提取出Ni和Cu的精细结构谱，从而可以单独研究多层膜中NiFe和Cu的精细结构。与荧光EXAFS谱的比较表明，两种方法得到的谱线完全一致。该技术为研究超薄多层膜的精细结构提供一种强有力的工具。

简介：本文采用溶胶-凝胶法，获得了铁掺杂的纳米TiO2样品，XRD和透射电镜测量表明在600℃以下焙烧时为锐钛矿，颗粒度在10nm以下，样品在1000℃下焙烧时，转变为金红石相，颖粒度增大。EXAPS和穆谱表明，铁的确掺杂到TiO2晶格内，表现为3价。铁的掺杂改变了纯的TiO2的性质，对于锐铁矿相的掺铁纳米TiO2，其紫外-可见反射光谱给出在481nm处出观了新的吸收峰，；对于以金红石相为主的掺铁纳米TiO2，其紫外-可见反射光谱在512nm处出现了新的吸收峰。

简介：利用金刚石压砧高压装置（DAC），对Ca3Mn2O7的粉末样品进行了高压能散X射线衍射实验。结果表明，由于岩盐层易被压缩，在压力作用下层状钙钛矿结构锰氧化物Ca3Mn2O7的结构不稳定。在0－35GPa压力范围内，Ca3Mo2O7晶体结构发生了两次相变。在1．3GPa左右，由原来的四方相变为正交相，在9．5GPa左右，又由正交相向新的四方相转变。

简介：IEC62645：2014为核电厂基于计算机的仪表和控制（I＆C）系统、或集成的硬件描述语言（HDL）程控设备（HPD）（以下简称I＆CCB＆HPD系统）有效安全程序的开发和管理确立要求并提供指南。这些要求和指南的固有准则是电厂I＆CCB＆HPD系统安全程序遵循适用的国家I＆CCB＆HPD系统的安全要求。本标准的主要目的是规定足够有计划的措施，以便对使用数字化手段（攻击计算机）对I＆CCB＆HPD系统的恶意行为进行预防、侦测并做出反应。这包含一切不安全状况以及设备损坏或电厂性能退化。

简介：

简介：利用Triton和高盐处理制备菠菜光合系统ⅠⅠ（PSⅠⅠ）－La复合物，并应用EXAFS技术研究了该复合物中稀土镧的局域结构。初步结果表明，镧与PSⅠⅠ中O或N原子配位，配位数为8，距离为2．5A左右；第二层配位原子是C，其作用距离为3．5A左右，配位数为4；La与Mn的作用距离4．5A，大于Ca与Mn的距离3．5A。由此推测镧与PSⅠⅠ结合后，改变了其空间结构。