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：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：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：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：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：文章介绍了新建液闪绝对测量装置。该装置应用TDCR原理，对纯β放射性核素活度进行绝对测量。对装置电子学线路进行详细说明，描述了多路符合插件的原理，简要介绍了探测器结构。应用该装置对3H活度进行测量，测量结果的不确定度达到0．6％（k=1），三种统计模型的计算结果与放射源标称值均在0．9％以内符合，实现了系统在绝对测量中的应用。

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简介：自ISO9001《质量管理体系要求》标准颁布以来,笔者不断学习。在学习ISO9001的过程中,体会到好的学习方法有助于深入解析标准的内涵。本文将我们的学习方法提出,旨在与同行交流。

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简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

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。

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简介：为了实现核电厂的基本安全目标,核岛系统设置了一系列安全功能,并配置了相应胡系统和设备.这设备的鉴定对于保障核电厂设备良好运行起着重要作用.探讨了设备鉴定的目的、功能要求的确定、设备鉴定的环境条件以及重要老化机理的确定,从而给出了核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法.

简介：对标准装置进行期间核查是及时发现标准装置是否保持校准状态的有效手段,采用平均值控制图和标准差控制图的方法对实验室标准装置现行期间核查方法进行改进,能及时发现现行核查方法所不能发现的问题,并以活塞式压力计标准装置为实例验证了改进后的控制图法较现行方法的优点.

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。

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