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安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析
船用压水堆 MBLOCA 安注方式 包壳破损
2011/3/11
以某船用压水堆为研究对象，采用RELAP5/MOD32程序，分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中，采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念，确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构，确定每根燃料元件功率因子，最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额，并指出：对破口出现在主管道冷段的设计基准事故，热端安注能减轻事故后果，减少破损份额。
基于多层流模型的一回路报警元件分析算法研究
核动力装置 多层流模型 因果图 报警分析
2010/8/26
针对一回路发生故障时报警元件多、信息量大的特点，本文采用了基于多层流模型的方法来分析报警元件，并对警报算法进行了分析。该算法采用因果图原理对报警部件进行深度优先搜索，确定故障报警元件及报警传播路径。基于多层流模型的报警分析系统可作为运行支持系统的子系统来辅助运行人员决策。
浓缩铀柱形临界装置徒手装配临界安全检验
验证系统 徒手装配 临界安全 中子增殖
2010/8/20
为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验，设计了基于薄膜装配的验证系统，以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构。用MCNP程序计算了浓缩铀柱形临界装置上半部分及验证系统密合时的有效增殖因子keff。实验测得验证系统中心增殖不会超过12.50，满足徒手装配装置中心增殖限定值15的要求。实验结果表明，验证系统设计合理，徒手装配浓缩铀柱形临界装置是安全的。
文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系，介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法，通过PSA分析，发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节，提出相应的改进措施，并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究，说明了PSA在严重事故研究中的应用。
基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究
并行通道 流动不稳定性 RELAP5程序
2010/1/28
利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟，并与实验工况进行比较，结果表明：RELAP5程序的非平衡态两流体模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳定性的影响。结果表明：入口欠热度对管间脉动的影响并非线性关系；系统压力的增加可提高系统的稳定性并减小管间脉动的振幅；进口节流增加，系统的稳定性明显提高；入口不均匀节流时...
12C离子束的剂量学研究
丙氨酸剂量计 人外周血 染色体畸变
2009/11/30
研究了L-α-丙氨酸剂量计测量^12C离子辐射的剂量学特性，实验证明丙氨酸剂量计适用于^12C离子辐射的剂量学测量。另外，还研究了^12C离子照射人外周血诱发的染色体畸变（双着丝粒＋着丝粒环）的剂量效应，在0-8．0Gy范围内拟合的最佳回归方程为Y=0．858503D＋0．3615×10^-2D^2。
AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究
AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
2009/10/24
建立AP1000的事故分析模型，选取小破口失水始发的严重事故，在研究事故进程的基础上，分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性，重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布，并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。
5.12汶川大地震后，为及时评价地震对中国核动力研究设计院所属核设施造成的影响，采用检查(射线探伤、超声探伤、渗透探伤及水下视频检查等)、试验(功能、性能试验)、分析(抗震分析、断裂分析)以及审查确认等多种方法和手段对中国核动力研究设计院所属核设施进行了综合检查与评价，这是国内首次对民用核设施进行地震后的综合评价。主要的检查、评价结果及结论为：在检查范围内未发现汶川大地震对中国核动力研究设计院所属...
不锈钢管件不符合项的发现及处理
不符合项 弯头 应力
2009/10/16
正在建造的试验装置循环系统共有20件406 mm×8 mm 90°弯头，材料为316不锈钢，是由两块厚度8 mm的轧制成半圆弧形的不锈钢板拼焊而成。在安装过程中，连续发现这些弯头的3个相关联的不符合项。本文分析了产生这3个不符合项的原因，并阐述了处理过程。