简介：美国核管会（U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC）在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管（RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS）的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：

简介：以γ射线辐照硫代硫酸钠和硫酸镍的混合水溶液，所得沉淀物经乙醇多次清洗后60℃下烘干。将所得粉末样品分别在氩气氛中160－500℃焙烧4h，使用X射线衍射（XRD）及扩展X光吸收精细结构（EXAFS）分析样品的结构。结果表明，160℃以下烘干所得样品为纳米非晶，其Ni-S壳层为四配位结构，Ni-S键长为0.221nm。经300℃焙烧后，非晶转为NiS微晶，Ni-S壳层变为八面体六配位（红镍矿型）结构，Ni-S键长增加至0.238nm。进一步提高焙烧温度时，所形成NiS晶粒逐渐长大。对经500℃焙烧样品，X射线衍射检测到很尖锐的对应单一NiS物种的衍射峰。

简介：简述福岛核事故后国际上针对多机组事故应急准备和响应的人员扩展要求,基于事故典型多机组应急状态和我国核电厂应急工作实际,提出应对多机组核事故应急响应的人员扩展要求和实现方法.

简介：本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。

简介：本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化，目标是使得各个组件组成的系统性能最佳，即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后，通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系，近似为一条一次函数直线，因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

简介：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。

简介：不同退火温度处理后的纳米非晶态NiB和NiP合金催化剂XAFS和XRD的结果表明，在300℃温度退火后，纳米非晶态NiB合金晶化生成纳米晶Ni和晶态Ni3B中间态；纳米非晶态NiP合金直接晶化生成稳定的晶态Ni和Ni3P。在500℃温度退火后，NiB和NiP样品都晶化为金属Ni，但NiB样品中的Ni原子周围的局域结构与金属Ni箔的几乎相同，而NiP样品由于Ni原于受到元素P的影响，生成的晶态Ni的结构有较大的畸变，结构与金属Ni相差很大。

简介：采用EXAFS详细研究了系列Ni-Co-B非晶态合金催化剂的结构，结果表明：非晶态Ni-Co-B合金中的金属和非金属之间是一种共价化学键，Co的加入增加了Ni-B非晶态合金的无序度，而B含量的变化对Co-B、Ni-B配位有不同的影响，当样品中Ni、Co含量相同时，存在着协同作用。

简介：俄罗斯《工作人员放射性防护用品规定》从适用范围、一般要求、防护用品类别、沾污水平确定、去污流程、安全条件、辐射监测要求等方面制定了比较完整、系统的且具有可操作性的放射性防护用品处理标准,对我国相关规范的进一步完善具有借鉴意义.

简介：本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及：非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于非能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题。

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：在核燃料循环过程中，不仅会产生许多放射性污染物质，同时也会产生许多非放射性污染物质，比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度，混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上，介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施，对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。

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简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：该标准描述了接受和使用核工业设计和分析用非实时高集成软件的最低要求。该标准与ANSI/ANS-10.7-2013相关联,该标准为非实时高集成软件的开发者提出要求。该标准中所涉及的一系列活动及操作能够让复杂仿真系统用户确信该软件在根据相关要求开发出来后符合用户所提出的明确要求,以正确的方式安装并使用。该标准所讨论的软件类型适用于复杂物理系统和现象的分析、设计和模拟。

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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。