简介：核事故对人类的生产生活会造成极其严重的后果.对其进行科学分类是安全管理和核事故处理的重要基础.分析了核事故造成的死亡人数、有害照射总剂量、受照人数、经济损失等多属性特征;通过灰关联度确定了各属性指标的不同权重,定义了事故间的加权指数相似度;根据事故属性指标的相似度,利用基于更为科学的进化聚类分析对事故进行了分类;并以近来全球发生的6起重大事故为例进行了实证分析.提出的事故分类方法,综合考虑了事故造成危害的机理,理论严谨、方法实用有效,可作为有关部门进行核事故分类和核事故处理的决策依据.

简介：本文通过增加一个干胶步骤对本实验室提出的基于SDS-凝胶电泳技术和同步辐射X射线荧光分析技术(SRXRF）的蛋白质中微量元素的原位测定方法进行了改进。对从人体肝脏组织中提取的细胞质蛋白中的金属蛋白分布进行了原位测定。结果表明：在15-95kD范围内有六个含锌蛋白，相对分子量分别为20、25、35、55、63、93kD，其中63kD蛋白为主要的合锌蛋白；至少有四种含铁蛋白分布于这个分子量范围内，分于量分别为27、30、42、83kD。证明SRXRF技术可很好地用于蛋白电泳分离后金属离子的原位检测。

简介：研究了运用电泳分离技术与同步辐射X射线荧光分析（SRXRF）相结合实现蛋白分离过程中微量元素原位测定的分析方法。对从人体肝脏组织提取的胞液蛋白经过SDS－PAGE分离后凝胶板中蛋白条带上金属离子的分布进行了分析，结果表明人肝胞液PeakⅢ蛋白组分以含Zn为主，与非核分析方法原子吸收法得到的结果一致。证明采用SRXRF技术可实现蛋白电泳分离的原位监测。

简介：采用同步辐射X荧光分析法，直接测定了兔金属硫蛋白中的金属离子含量，以及经过SDS－PAGE分离后凝胶板中蛋白条带上金属离子的分布，结果表明：兔MT－1以含锌为主，占总金属含量的97．9％；兔MT－2以含锌、镉为主。采用SRXRF技术可实现蛋白电泳分离的原位测定。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

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简介：介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

简介：加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。

简介：

简介：本实验的目的是研究北京同步辐射装置（BSRF）的XRF实验装置对地质样品中的元素、特别是对轻元素的检测能力，并探讨利用目前这套装置检测流体包裹体样品时的若干问题。样品是以国家标准物质GBW07106为基体，加入一定量的NaCl,KCl，混合均匀后压制成的厚样片。测量在BSRF的XRF实验站进行，储存环电流约为40mA。样品与Si(Li)半导体探测器的距离为2cm。同步辐射源的束斑为20×20μm^2。实验在大气条件下进行，采谱时间为200秒。计算了各元素的相对检出限、采样深度、采样量和绝对量检出限（达10^-8-10^－10g)；并讨论了现有条件下分析流体包裹体样品时的可测量元素范围、包裹体深度的测量方法及深度对元素XRF强度的影响，实验设备的最佳几何配置等问题。

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。

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简介：本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。

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简介：为保证国产化的核电厂集散控制系统（DCS）的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认（V＆V）过程.为使V＆V过程顺利进行,建立适用的V＆V体系是十分必要的.本文提出了V＆V体系的建立,该体系包括：明确具有层级关系的V＆V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V＆V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V＆V独立性、人员资质和工具的要求.该V＆V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义.

简介：该标准描述了接受和使用核工业设计和分析用非实时高集成软件的最低要求。该标准与ANSI/ANS-10.7-2013相关联,该标准为非实时高集成软件的开发者提出要求。该标准中所涉及的一系列活动及操作能够让复杂仿真系统用户确信该软件在根据相关要求开发出来后符合用户所提出的明确要求,以正确的方式安装并使用。该标准所讨论的软件类型适用于复杂物理系统和现象的分析、设计和模拟。