简介：为了进一步总结日本新溻、四川汶川两次地震经验和教训，加强经验反馈，提高我国民用核设施的地震安全水平，国家核安全局于2008年7月29日至30日在北京组织召开了“核设施地震安全评估专题研讨会”。

简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。

简介：探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定，对比现行中国可引用的法规之间在输入地震动要求方面的异同，并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时的对应关系，随后对各个法规的技术背景、要求及实际应用进行了评述，为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准的完善和修订提供参考。

简介：介绍了日本柏崎·刈羽核电厂遭受强烈地震时的情况，以及国际原子能机构（IAEA）专家评审组在现场发现的问题及其经验反馈。

简介：柏崎·刈羽核电厂在超设计基准地震发生后未造成严重事故，证明了日本核电厂具备抵御超设计基准地震的能力；日本在地震后如何检查、修复和恢复核电厂的运行值得密切关注；文中对一址多堆、地震与应急、业主与责任和地质地震调查提出了见解。

简介：通过对日本柏崎·刈羽核电厂在2007年7月16日新潟地震中的主要震害情况的描述，分析说明该核电厂的抗震设计基本情况，最后提出核电厂抗震设计与评价中应引起重视的问题。

简介：基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。

简介：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

简介：阐述了安全文化评估的基本方法，结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践，探讨安全文化量化评估的方法。

简介：在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用（SSSI）的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法（DSEM）基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

简介：本文对国内2005年放射源辐射事故进行了概括与分析,事故发生频度与往年相比有所下降,表明国家放射性同位素与射线装置实行统一监管初见成效.本文也对事故的应对措施进行了归纳总结,分析了监管中存在的问题,提出了工作建议.

简介：2008年5月12日下午四川省汶川县发生8．0级强烈地震后，环境保护部部长周生贤迅速作出批示，并于当晚主持召开会议，传达国务院抗震救灾紧急会议精神，安排部署抗震救灾工作。周生贤强调，要按照党中央、国务院的统一部署，以高度的政治责任心和对人民利益高度负责的精神，将抗震救灾工作作为当前工作的重中之重，急灾区人民之所急，

简介：本文写于日本311大地震、海啸发生后的不同时段。首先,对福岛核事故的趋向进行了初步探讨,提出了发生堆芯熔化的可能性极大;其次,对我国的核安全检查进行了思考,述说了可能危及核电厂安全的外部自然事件和人为事件;最后结合地震后所发生的一些现象,提出了需要对地质、地震研究的问题。

简介：国际原子能机构（IAEA）依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务（DSARS）得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估（GRSR）即是其中一种：文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。

简介：针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。

简介：根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》[1]的要求和核技术应用单位监管的实际情况,对核技术应用单位向监管部门提交的安全和防护状况年度评估报告的内容和格式提出了具体的要求,为核技术应用单位编写年度评估报告具有借鉴作用。

简介：准确、合理的辐射剂量评估工作是实现核电厂辐射安全目标的重要手段,本文描述了对核电厂工作人员的职业照射进行评估的基本方法,对目前剂量评估中的一些技术问题进行了探讨。

简介：本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式法计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。