简介：近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。

简介：与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。

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：主要叙述了与滨海核电厂厂坪标高有关的主要因素,并详细阐述了如何确定我国滨海核电厂的厂坪标高.

简介：阐述了安全文化评估的基本方法，结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践，探讨安全文化量化评估的方法。

简介：本文以广东某核电厂设计基准风速的确定过程为例,通过对不确定因素的深入分析以及校核计算的验证,探讨了设计基准风速确定过程中值得注意的几个常见问题。根据法规对确定核电厂设计基准的相关要求,本文对核电厂设计基准风速确定过程中不确定因素的处理提出了建议,并讨论了相应的取值原则。

简介：文章针对六氟化铀中杂质元素硅加标的回收率不稳定，对硅回收率低进行原因分析，通过对末端因素逐一分析，找出了主因，制定对策，使硅加标回收率控制在95％～105％之间，优于设定的90％-110％之间的目标值，达到了质量控制的目的，解决了生产中急需解决的问题，为企业间接地创造了效益，同时提高了员工的技术素质。

简介：探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.

简介：目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中，需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容，并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求，提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议，以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。

简介：用同步辐射角分辨偏上光电子谱对K／Ru(101^-0)表面上吸附的CO分子轨道的对称性测量发现：结合能在11.2eV的CO－4α1（4σ）分子轨道对s偏振光（在沿＜12^-10>的入射面）是禁戒的。结果表明由于K的强烈影响，CO的分子轨道重新排列（sp^2杂化）。根据选择定则和分子轨道的对称性说明，sp^2再杂化的CO分子吸附的桥位取向是<12^-10>晶向。

简介：本文旨在通过蒙特卡罗(MC)理论模拟计算方法来确定地面放射性测量模型标准(Y系列模型体源)表面中心点上方不同高度的剂量率/比释动能率,为将我国地面放射性测量模型标准转化为环境电离辐射模型体源标准提供理论依据。在建立MC数学理论模型的基础上,采用MCNP模拟计算软件计算Y系列模型体源表面中心点上方不同高度的空气吸收剂量率/空气比释动能率,由此,拟合出了能客观反映我国模型体源表面上方单位放射性核素含量的空气吸收剂量率/空气比释动能率,并对其计算结果与其它实验方法实测的结果(G(E)函数法、高气压电离室法、TLD法)进行了比对,比对结果在10%内符合;同时对其计算结果的不确定度进行了评定,其合成标准不确定度为3.0%。

简介：同步辐射软X射线（白光）对InP表现进行了辐照。并对样品的表面电子结构作了UPS和XPS分析。结果显示，样品表面电子态变化明显，P3a峰化学位移大于In4d峰。与In非键合的P2p峰面积辐照后显著增加。说明软X射线对InP表现F原子的电离损伤要大于In原子。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

简介：在Al2O3(0001）衬底上用MOCDVD方法进行了GaN的外延生长，通过X射线衍射（同步辐射源）研究了GaN和Al2O3(0001）的匹配关系。结果表明，经充分氮化的衬底上，GaN以单一的匹配方式沿[0001]方向生长：在Al2O3(0001）衬底未经氮化或氮化不充分时，不同程度地出现了其它三种绕<11-20>晶带轴倾斜一定角度的匹配位向。指出了GaN/Al2O3(0001）的几种匹配方式的晶体学规律。GaN绕<11-20>晶带轴倾斜的匹配方式是其外延生长过程中降低和Al2O3(0001）的晶格失配、释放界面应变的重要机制之一。

简介：本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性的前提下，对于常规厂房按照民用规范设计的方法，进行SSE作用下保持完整性的校核计算提出一个简单的思路。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：

简介：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。

简介：

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。