简介：核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析：建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。

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：堆芯冷却监测系统（CoreCoolingMonitoringSystem,简称CCMS）用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程（E0P）向状态导向规程（SOP）过渡的需要.改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.

简介：主要研究快速提升功率（RAMP）对包壳应力的影响,并为芯块—包壳机械作用（PCMI）的分析提供依据。分析采用包壳效应力作为指标,参照相关试验的功率,使用燃料棒性能分析程序RoPE模拟相应工况,归纳整理包壳效应力随RAMP速率变化的规律。分析结果显示,随着RAMP速率的增大,最大包壳效应力也会相应的升高,但当速率大于10kW·m^-1·min^-1后,应力趋于饱和。这一规律与热学分析结果相吻合。故在PCMI分析与试验中采用此RAMP速率是合理的。

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：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

简介：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明：堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统（ReactorCoolingSystem,以下简称RCS）系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱（CoreMakeupTank,以下简称CMT）系统投入时间延迟非能动余热排出系统（PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR）提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

简介：介绍了国内法系核电机组在首循环出现一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量限值的一系列运行事件。通过对这一类型运行事件的深入探讨，找出导致事件发生可能原因，进行安全影响分析，提出了建议纠正的措施。可作为运行机组以及后续新建机组的参考，以期避免类似事件的重复发生。

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：文章主要以堆芯测量系统为例，阐述了核电仪控设备国产化供应商在建立一体化管理体系时的困难和需考虑的因素，以及一体化管理体系对国产化进程的推进，并就体系建立的关键点进行了描述，可为同类型企业建立一体化管理体系提供借鉴.

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：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。

简介：采用金刚石对顶压砧高压装置（DAC）、同步辐射X光源和能散法，对CsBr粉末样品进行了原位高压X光衍射实验，最高压力115GPa。观测到在53GPa左右压力下，CsBr的最强衍射峰（110）劈裂成两个峰，标志简单立方结构向四方结构的转变；在0至最高压力范围内（相应于V／V0为1至0.463)测量了晶轴比c/a；在115GPa内未观测到样品的金属化现象。