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：促进人与自然的和谐，是国民经济和社会发展全局赋予环境保护工作最重要、最根本的时代重任，是推进环境保护历史性转变的出发点和根本目标。坚持以人为本、全面协调可持续发展，积极推进生态文明建设，是新时期环境保护工作的基础和灵魂。

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：2010年4月19日至22日,核工业标准化研究所在海南三亚组织召开了中国核聚变标准化工作机制建设研讨会,来自中国国际核聚变能源计划执行中心、核工业标准化研究所、中国科学院等离子体物理研究所、核工业西南物理研究院等的15名专家参加了会议。我国由科技部牵头参加了国际热核聚变工程实验堆(ITER)项目,承担了12个采购包任务,标准化工作也逐步开展。相应的标准化运行机制需要建立和完善。此次研讨会就建立中国核聚变标准化运行机制的方案进行了深入讨论,并达成了共识。中国核聚变标准化工作机制建设研讨会在海南召开@陈学刚$核工业标准化研究所@杨卫东

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：《核标准计量与质量》编辑委员会工作会议在京召开本刊讯《核标准计量与质量》编辑委员会工作会议于1995年9月8日在京召开。出席会议的除全体编委和编辑部的同志以外,杂志主办单位核工业标准化研究所的领导也应邀到会指导。会议首先由中核总科技局伍庆昌副局长宣布本届编委会组成名单及向各编委项发聘书。中核总科技委副主任、两院院士、《核标准计量与质量》编委会主任赵仁恺院士讲话,他说:从总公司的全面工作来看,标准化、计量、质量工作取得的成绩很大,这在今后的工作中也必将显示越来越大的作用。《核标准计量与质量》杂志对交流信息,促进标准、计量、质量工作的开展也起到了应有的作用。随后,编委听取了编辑部的工作汇报,编委会常务副主任程景泰就《核标准计量与质量》编辑出版章程(讨论稿)作了说明。会议审议了编辑部的工作,肯定了刊物的

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简介：《核工业化学常用计量单位》审定1995年12月19日核工业化学计量专家王德铭研究员、许锦雄研究员、田馨华研究员、傅祥麟研究员、袁士勋研究员等对《核工业化学常用计量单位》一书进行了审查。专家们认为,从核工业系统的实际需要看,编写此书是非常必要的、及时的。该书内容覆盖了总公司系统化学工作的各个领域,结构严谨、合理,条理清楚,是一本很好的书。由岑运骅、岳峰、高良才编写的《核工业化学常用计量单位》介绍了我国法定计量单位的内容,以及量、单位和数值的表述规则,重点叙述了核工业化学工作中的常用计量单位,同时指出一些容易用错的非法定计量单位,以及它们之间的换算关系,针对一些在实际工作中容易发生的问题,作了比较详细的讨论。根据ISO和IUPAC等权威性国际机构的最新规定,提供了表示分析结果的术语和符号,化学中常用的数学符号,基本物理常数和1994年公布的化学元素的名称、符号,以及相对原子质量数据。书后附有量和单位的英文和中文索引。及时反映我国最新GB3100～3102—93《量和单位》、ISO和IUPAC等权威性国际机构的最新规定的内容,是本书的最大特点。

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