简介：筛选并研究了17起国外核电厂外部水淹事件,从引发外部水淹的因素到外部水淹对核电厂厂房、系统、设备的影响,对核安全的威胁,5个方面分析了外部水淹事件的特点,同时结合福岛核事故在外部水淹方面的经验教训和事故发生后各国的应对措施,提出了提高我国核电厂应对外部水淹能力的建议。

简介：从1992年至2012年的我国核电厂以及其他国家核电厂的运行事件资料中,收集了17起与控制棒组件及其驱动机构相关的异常事件,对其进行了统计和分类,并分析了控制棒肿胀或燃料组件变形的影响、驱动机构焊缝的泄漏或渗漏、控制棒棒控系统的可靠性几个重要问题,提出了一些经验反馈的建议.

简介：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆（Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR）模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

简介：堆内构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

简介：航空γ谱仪系统校准工作是航空野外监测任务质量保证的重要组成内容，由于航空叮谱仪系统监测周边环境大尺度范围的辐射现状，其受到的影响因素很多，给校准工作带来了很大难度。本文针对目前航空监测不同的应用环境，提出航空监测校准的基本内容，分析影响校准的主要因素，对校准现状面临的有关问题进行讨论并给出了合理建议。

简介：介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。

简介：梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。

简介：MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中，针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发，以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。

简介：介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.

简介：数字化控制是核电发展的必然趋势，核电厂数字化控制系统（DigitalControlSystem，DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性，以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能，需要关注安全工程领域的新研究成果，将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-TheoreticAccidentModelingandProcesses，STAMP）安全模型，对比分析了其与传统安全模型的优缺点，说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-BasedHazardAnalysis,STPA）技术的基本步骤，并根据STAMP在国内外的应用情况，对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。

简介：AP1000核电厂文件编码是一项基于信息分类和编码理论的设计管理技术.简要描述了AP1000文件编码的规则和应用范围,分析了它在核电前期工程应用领域中的局限性,通过分析它在核电前期工程中的主要工作,提出了文件编码在核电前期工程应用的解决方案,并给出了文件编码示例.

简介：以秦山核电厂一期工程反应堆为例，运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型，构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布，利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明，在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下，随着可燃毒物棒数量的增多，Keff值呈线性下降的趋势，当毒物棒的布局由密到疏时，Keff值由大变小，这与理论结果一致。

简介：简要介绍风险的基本概念与风险控制方法，并根据风险控制方法，对福岛第一核电厂核事故中控制公众受照剂量和职业照射剂量的措施进行分析和评价，找出其中的薄弱环节，并对风险控制方法在核事故剂量控制中的应用提出具体建议。

简介：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。

简介：我国在临界装置的设计方面缺乏明确的、有针对性的法规,对临界装置的设计进行规范,填补核安全法规的空白,对监管部门的管理和科研单位的工作都很有意义。根据临界装置和临界相关物理实验的特点,针对临界装置的设计,对目前核安全法规的现状和不足进行了相应的分析,以及对临界装置设计安全规定也做了一些分析和思考。

简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：华东核与辐射安全监督站在20世纪90年代对核安全监督的规范化工作进行了探索和实践,初步总结了对监督站近20年开展的相关工作,提出了关于国家核安全局开展监管的规范化工作的几点建议.

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。

简介：建立完善的辐射环境监测标准体系,是制订《＂十二五＂全国辐射环境监测体系建设工作方案》的主要任务之一。现行国内辐射环境监测相关标准满足了我国辐射环境监测工作的基本需求。根据国家相关管理性法规标准,参照国内外最新的辐射环境监测相关标准和方法,查找出28项标准缺项。这些标准经过制定完善后,将形成一个结构基本完整的辐射环境监测标准体系。

简介：我国的核电发展规划对核电厂核安全设备采购的质量和安全性能提出了更高的挑战。基于核电厂核安全设备采购的特点,对采购过程提出了进一步明确设备技术规范,建立和完善核电行业的专家库,采用更合理的评标方法,建立统一的核电厂核安全设备采购平台等要求。本文从做好采购整体进度计划,合理划分采购包,通过资格审查建立供应商库并实行分类管理,持续推动关键设备的国产化进程,进一步完善核电厂核安全设备采购的制度和机制等方面,为核电生产企业提出了核安全设备采购策略的建议。