AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

广东大亚湾核电站厂用电力系统可靠性分析

运用故障树分析方法，对广东大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）厂用电力系统的可靠性作了分析。建造了电力系统６．６ｋＶ交流应急母线（ＬＨＡ）、２２０Ｖ交流不间断电源母线（ＬＮＥ）和１２５Ｖ直流电源母线（ＬＢＡ）的失电故障树。利用ＳＥＴＳ程序及法国标准９００ＭＷ压水堆核电站２００堆·年运行经验反馈的可靠性数据，对电力系统的可靠性作了定性、定量分析。给出了电力系统故障树支配性最小割集和顶事件的发生概率，并对支配性最小割集作了描述和分析。     

波克什（PAKS）核电站安全I＆C系统将进行全面改造

匈牙利波克什（Ｐａｋｓ）核电站属前苏联设计的ＶＶＥＲ４００系列压水堆（ＰＷＲ），目前匈牙利４２％的电力供应由电站提供，对其安全仪表与控制（Ｉ＆Ｃ）系统改造是ＶＶＥＲ４００系列的第一次，也是世界上对运行状态良好的核电站进行的一次最大的改进。     

大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析

以故障模式影响分析（FMEA）和FTA可靠性分析方法为基础，依据大亚湾核电站PRA事件树分析的结果，确定了反应堆保护系统（RPR）故障树的顶事件和成功准则，建立了以紧稳停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障，利用RISK－SPECTRUM程序，对所建的故障树进行定量分析与计算，得到系统故障的失效概率和最小割集，从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。     

AP600自动卸压系统试验

准备利用西屋ＡＰ６００反应堆的自动卸压系统（ＡＤＳ）来提供反应堆冷却剂系统（ＲＣＳ）的受控卸压。这将可以启动并长期运行在ＲＣＳ中的重力驱动的冷却剂流体。ＡＤＳ试验是在意大利的ＦＶＡＰＯＲＥ装置上进行的,意大利通过与西屋公司,欧洲核能机构（ＥＡＥＡ）核反应堆设计公司（ＳＯＰＲＥＮ）及国家电力公司（ＥＮＥＬ）之间的技术合作协议,为开发和验证用于模拟该系统的计算机程序而获取有关数据。该试验计划还提供了关     

辐射防护中常用缩略语(一)

ＡＬＡＲＡ　　ＡｓＬｏｗａｓＲｅａｓｏｎａｂｌｙＡｃｈｉｅｖａｂｌｅ（可合理达到的尽可能低）ＢＡＴ　　　ＢｅｓｔＡｖａｉｌａｂｌｅＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（最佳可用技术）ＢＥＩＲ　　　Ｃｏｍｍｉｔｔｅｅｏｎｔｈｅｂｉｏｌｏｇｉｃａｌｅｆｆｅｃｔｓｏｆｉｏｎｉｚｉｎｇｒａｄｉａｔｉｏｎ（电离辐射生物效应委员会,美国）ＢＷＲ　　　ＢｏｉｌｉｎｇＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ（沸水堆）ＣＦＲ　　　ＣｏｄｅｏｆＦｅｄｅｒａｌＲｅｇｕｌａｔｉｏｎｓ（联邦法规,美国）ＤＯＥ　　　Ｕ．Ｓ．ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＥｎｅ…     

中国改进型压水堆核电站AC—600的主要设计特点及其与AP—600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。     

中国改进型压水堆核电站AC－600的主要设计特点及其与AP－600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ－６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。     

EFFECT OF THE RATIO Th/U ON TL DATING ACCURACY

ＥＦＦＥＣＴＯＦＴＨＥＲＡＴＩＯＴｈ／ＵＯＮＴＬＤＡＴＩＮＧＡＣＣＵＲＡＣＹ￥Ｐ．Ｌ．Ｌｅｕｎｇ（梁宝鎏）；ＭｉｃｈａｅｌＪ．Ｓｔｏｋｅｓ（ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＰｈｙｓｉｃｓａｎｄＭａｔｅｒｉａｌｓＳｃｉｅｎｃｅ，ＣｉｔｙＰｏｌｙｔｅｃｈｎｉｃｏ...     

ASSESSMENT OF COLLECTIVE DOSE FOR TRAVELLERS BY WATERS

ＡＳＳＥＳＳＭＥＮＴＯＦＣＯＬＬＥＣＴＩＶＥＤＯＳＥＦＯＲＴＲＡＶＥＬＬＥＲＳＢＹＷＡＴＥＲＳＹｕｅＱｉｎｇｙｕ（岳清宇）；ＪｉａｎｇＰｉｎｓ（姜萍）ａｎｄＪｉｎＨｕａ（金花）（ＣｈｉｎａＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ...     

HTR-10常规岛热力系统中特殊子系统的运行可靠性分析

在利用事件树和故障树相结合的方法对核电站进行概率安全评价（PSA）分析中,其备用系统和可修复系统的运行可靠性分析是一个难点。本文利用故障树分析的技术和可靠性工程数学的分析方法,对10MW高温气冷堆（HTR－10）常规中的上述子系统的运行可靠性进行了深入的分析和研究,可供PSA分析人员参考。     

RADIONUCLIDES IN NOODLES AND BREAD CONSUMED IN HONG KONG

ＲＡＤＩＯＮＵＣＬＩＤＥＳ　ＩＮ　ＮＯＯＤＬＥＳ　ＡＮＤ　ＢＲＥＡＤ　ＣＯＮＳＵＭＥＤ　ＩＮ　ＨＯＮＧ　ＫＯＮＧＫＮＹｕ（余君岳）ａｎｄＳＹＭａｏ（茅瑞恩）（ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＰｈｙｓｉｃｓａｎｄＭａｔｅｒｉａｌｓＳｃｉｅｎｃｅ，ＣｉｔｙＵｎｉ...     

材料科学和技术（综述）第10卷A

材料科学和技术（综述）第１０卷ＡＭａｔｅｒｉａｌｓＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（ＡＣｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅＴｒｅａｔｍｅｎｔ）著者：Ｃａｈｎ，Ｒ．Ｗ．，Ｈａａｓｅｎ，Ｐ，Ｋｒａｍｅｒ，Ｅ．Ｊ．。１９９４年纽约Ｗｅｉｎｈｅｉｍ公司出版。（...     

气体透平氦气模块堆的事故分析

气体透平氦气模块堆（ＧＴ－ＭＨＲ）标准题是国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划（ＣＲＰ）的一部分。本文用ＴＨＴＥＲＭＩＸ程序计算了稳态和两类丧失强迫冷却事故瞬态的反应堆温度分布以及腔冷却系统（ＲＣＣＳ）的载热能力。计算结果表明，稳态及事故中燃料和压力容器的最高温度不超过安全限值，ＲＣＣＳ能够有效带出堆芯余热，保证反应堆安全。     

THINDOWN IN RADIOBIOLOGY：E．COLI B／r，Bs－1，B．SUBTILUS SPORES，AND V－79 CHINESE HAMSTER CELLS

ＴＨＩＮＤＯＷＮＩＮＲＡＤＩＯＢＩＯＬＯＧＹ：Ｅ．ＣＯＬＩＢ／ｒ，Ｂｓ－１，Ｂ．ＳＵＢＴＩＬＵＳＳＰＯＲＥＳ，ＡＮＤＶ－７９ＣＨＩＮＥＳＥＨＡＭＳＴＥＲＣＥＬＬＳＺｈａｎｇＣｈｕｎｘｉａｎｇ（张纯祥）（ＤｅｐａｒｔｍｅｎｔｏｆＰｈｙｓｉｃｓＺｈｏｎｇ...     

MOSSBAUER SPECTROSCOPY OF HIGH T_c YBa_2 (Cu_(3-x)Fe_x )O_y

ＭＯＳＳＢＡＵＥＲＳＰＥＣＴＲＯＳＣＯＰＹＯＦＨＩＧＨＴ＿ｃＹＢａ＿２（Ｃｕ＿（３－ｘ）Ｆｅ＿ｘ）Ｏ＿ｙ￥ＬｉＳｈｉ（李士）ａｎｄＬｉＹｉｎｈｕａ（李印华）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＨｉｇｈＥｎｅｒｇｙＰｈｙｓｉｃｓ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００８０，Ｃｈｉ...     

大型核电站全厂断电事故的失效模式分析

运用故障树分析方法，对核电站全厂断电事故进行分析。建造了全厂断电事故即厂用电力系统Ａ、Ｂ两列６．６ｋＶ交流应急母线ＬＨＡ和ＬＨＢ同时失电故障树。利用ＳＥＴＳ程序及法国标准９０万千瓦压水堆核电站２００堆年运行经验反馈的可靠性数据，对全厂断电故障树作了定性、定量分析，得到了全厂断电事故的发生概率。给出了全厂断电事故的主要失效模式及发生的概率和事件的重要度。     

混合堆系统的事件树分析

本文介绍概率风险评价（ＰＲＡ）在聚变－裂变混合堆中的应用，用事件树对混合堆系统进行了分析，根据合肥聚变－裂变实验混合概念设计的特点，对几个典型的初因事件导致的事件序列进行了概率分析计算。结论表明，该设计是安全合理的。本文工作对于深入认识混合堆系统的安全设计提出了益的建议。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

用人工神经网络进行CHF参数趋势分析

利用人工神经网络分析了水在上升流均匀加热垂直圆管条件下的临界热流密度（ＣＨＦ）实验数据的参数趋势。以三种观点，即固定入口条件、固定出口条件或以局部条件假设为基础进行了上述分析。采用Ｋａｔｔｏ和Ｇｒｏｅｎｅｖｅｌｄ等的无量纲参数和ＣＨＦ实验数据来一文的ＡＮＮｓ；训练成功的ＡＮＮｓ预测的ＣＨＦ结果比任何其它传统的关系式都好。其远距离监测系统（ＲＭＳ）误差在固定人口条件、固定出口条件和局部条件假设下分别