简介：数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。

简介：介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题，同时分析了此类事件发生的原因，并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。

简介：在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明：对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

简介：核设施放射性流出物数据是核安全监管和应急管理的重要依据之一。XML技术是实现统一流出物数据交换规范的有效工具,有利于数据的汇总、统计和分析,强化对流出物监管的时效性。本文首先介绍了XML概念、流出物数据建模方法的选择,然后着重介绍了流出物模型建立的过程,最后展示了建立的模型以及应用情况。

简介：介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。

简介：为了配合ORIGEN2计算原始数据准备,采用MicrosoftAccess建立300#堆运行历史数据库.简化后只用一个表记录反应堆的运行历史.每盒燃料组件的表单只记录其经历的装载历史,最多不超过20条.表单之间用字段"装载ID"联接.对统计和录入中可能出现的两类错误,各建立一个查询,用于自动检索错误.对每盒燃料组件,建立查询,根据组件装载历史表单从总反应堆运行历史表单中采集数据,并将数据以文件文件形式输出,用编制的运行历史数据处理程序,将数据转换为0RIGEN2计算需要的运行历史输入数据.

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

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：　　1992年联合国环发大会期间,在联合国环境框架(UNEP)下组织了一个政府间的国际会议,目的是保护海洋免受陆地活动的污染.……

简介：本文叙述了我国概率安全分析数据库创建的工作过程,对国家核安全局发布的《中国核电厂设备可靠性数据报告（2015版）》的内容进行了详细说明,并与国外通用数据库进行了对比分析.最后,总结了概率安全分析数据库平台的应用情况和概率安全分析数据库的下一步工作内容.通过创建概率安全分析数据库,采集整理核电设备的可靠性数据,并在进一步研究的基础上,建立健全了核电行业的可靠性标准体系,为我国核电行业在保证安全性、可靠性基础上的高速发展提供了重要支持.

简介：对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

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：石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能，早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆，现在要安排退役，退役废石墨的处理和处置，成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大，放射性活度大，它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题，为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。

简介：介绍了乏燃料后处理厂不稳定化合物＂红油＂（采用的萃取剂磷酸三丁脂TBP和稀释剂及其它们的降解产物与来自硝酸或相关重金属铀或钚的硝酸盐之间的反应）的形成及其引发的爆炸机理,简要概述了在世界范围内后处理厂发生的重要的相关爆炸事件或事故,对具有代表性的高放废液蒸发器发生这类事故进行了后果评价,并阐明了后处理厂为避免＂红油＂爆炸发生而采取的主要安全控制措施。

简介：介绍了核与辐射安全法规标准制修订管理系统的基本需求,原型数据库系统的数据结构、终端软件的功能以及原型数据库系统的应用情况。

简介：秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.

简介：反应堆退役将产生大量放射性废物金属，熔炼处理可使其减容、再循环再利用，以大量减少放射性废物处置量，回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点，但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物。

简介：以埃克松后处理厂为例,从工艺流程特点、安全重要物项、废物管理量、辐射防护要求及职业照射剂量、临界安全控制、设备性能、保护系统设计、事故特点等方面,简单地比较了后处理厂与核电厂、其它核工厂及普通化工厂在安全方面的异同,初步归纳了后处理厂的安全特点.

简介：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。