简介：本文概要介绍了秦山核电二期工程(2×600MW)质量保证大纲的编制、审评及到目前为止的实施情况,从中具体体现和论述了商用核电厂营运单位质量保证工作的重要性、范围、内容、方法和一些工作体会。

简介：为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。

简介：岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统（GCT）阀门，在机组调试阶段投自动（通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制）后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路，重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆的事件，全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生的问题、事件的发展过程，并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生的思路。

简介：本文利用沉淀法制备了粒度分窄，无明显团聚的ZrO2纳米微粒。考察了ZrO2纳米微粒修饰丝光沸石对二甲苯异构化的影响。实验结果表明，经修饰后的丝光沸石催化剂能有效地抑制副反应的发生，提高二甲苯异构化的选择性，超微粒子修饰的丝光沸石的催化活性和选择性明显优地体相材料修饰的样品。

简介：应用同步辐射小角X射线散射方法测试了不同制备条件下SiO2干凝胶的孔隙结构，发现了散射曲线对Debye散射理论的遵守与正、负偏离的三种情况。分别应用Debye法和Guinier法（逐级切线法和多级斜线法）计算了SiO2干凝胶中微孔的平均孔径，结果表明这几种方法的计算值不仅在遵守Debye散射理论的情况下比较接近，而且在偏离（正和负）Debye散射理论的情况下也取得了较好的一致性。

简介：提出了当多孔体系的小角X射线散射不遵守Porod定理的情况下，应用Debye法（相关函数法）和Guinier法（逐级切线法和多级斜线法）计算它们的平均孔径的方法。对不同制备条件下部分二氧化硅干胶凝的测试，取得了比较一致的结果，并与氮气吸附法测定结果进行了对比。

简介：在同步辐射软X光能区（50－2000eV)进行了硅光电二极管的自标定实验，因为消除了二极管的“死区”并采用很薄层的SiO2作窗，使得可以用简单的模型来分析实验结果，由实验测得的光电流，计算出硅光电二极管的量子效率，并求得入射同步辐射的光通量。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

简介：蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因，强调SG二次侧水质控制的重要性，以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。

简介：核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.

简介：根据压水堆核电厂严重事故发生机理，基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段，针对AP1000和二代核电厂进行比较，在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同，最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

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简介：中国核工业集团康日新总经理在《解放思想,转变观念,加快集团公司科研院所的发展》讲话中要求各科研院所应该"努力提高科技创新能力,为集团公司发展做出新的贡献",通过学习康总的讲话,使我们更加深刻地认识到科技创新对于科研院所实现跨越式发展的重要意义。

简介：结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(SafetyofNuclearPowerPlants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。