简介：多样化驱动系统（DiverseActuationSystem,简称DAS）作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列（Field-ProgrammableGateArray,简称FPGA）技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。

简介：为探讨在我国采用HAF003法规进行核电项目建设的前提下,采用AP1000技术路线进行建设的核电站核设备采购中NQA-1标准的执行,文章对NQA-1规范与HAF003法规内容中核设备采购、制造涉及到的质量保证要求进行对比,并进行相应的应用分析。

简介：目前我国民用核材料安全监管尚没有国家法律的规定,现行有效的核材料管制行政法规是国务院颁布的核材料管制条例.本研究主要从我国核材料管制法规体系的现状、核安全监管独立性在民用核材料管制中的具体体现以及加强核与辐射安全监管独立性等方面进行了深入调研.调研结果表明,在我国民用核材料管制体系中,存在现有核材料许可证颁发没有结合核材料利用过程中的职业和公众的辐射安全、核燃料循环设施的行业主管具有民用核材料安全监管的职能、核材料安全监管职能部门之间存在一定的重复现象等问题.研究也给出了加强核安全监管独立性的必要性,并提出了实施独立性安全监管需要政府部门做出统筹计划和有效实施的建议.

简介：与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。

简介：国内目前对电离辐射计量器具技术状态确认以检定为主,校准、比对等其他方式为辅。文章以当前国内外先进计量管理理念为依据,根据国际和国家标;位的规定,结合本计量站实际开展的量值溯源与传递工作,浅析如何结合基层实际开展计量确认工作,

简介：一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。

简介：该出版物中提出的要求用以确保核电厂调试与运行的安全,这些要求是基于过往经验与技术现状提出和建立的,并遵循《核能安全基本原则》中提出的安全目标与原则。该出版物涉及从核电厂调试、运行到核燃料清除这一过程,其中包括核电厂的维护和改造。同时该出版物不适用于退役过程本身,但涉及核电厂退役前的准备阶段,并对退役过程提出了额外的要求。与此同时,本刊物将常规运行、预期运行事件以及事故情况考虑在内。

简介：近年来,不确定性分析方法在核电领域越来越受到重视,然而作为系统程序的计算分析工作具有计算量大、任务繁琐、分析参数复杂、容易发生人工错误等问题。因此,建立自动化或简化方法以提高效率和降低人为错误的措施将有助于不确定性分析方法的应用和发展。本文对基于SNAP平台的DAKOTA-RELAP不确定性分析方法进行了详细的介绍,并通过对典型压水堆的大破口事故进行模拟,描述了DAKOTA-RELAP5不确定性分析方法在大破口事故中应用的特点。研究表明,这种不确定性分析方法能够有效的简化程序建模和数据处理的流程,并且能够方便的对计算结果进行处理分析,可较好地提高计算效率和准确度。

简介：核电机组的重要厂用水泵房作为核电厂重要的取水构筑物,属于抗震I类物项.为了评价某泵房不均匀地基的安全性,本文分别建立了不均匀地基的平面应变和三维有限元模型,对其进行了施工阶段与正常运行期间的非线性静力沉降计算.此外,本文从谐响应动力求解方法的基本概念出发,基于粘弹性人工边界场地模型,进行了三维自由场地的动阻抗计算,以上结果均与假想的均质地基结果进行对比分析,为下一步泵房结构的抗震计算分析提供了依据.

简介：本要求的编制基于《核能安全基本原则》,本要求针对所有能够导致人们受到来自核设施与活动的辐射风险的人类活动。核设施包括：核电厂;其他核反应堆（例如：研究用反应堆、临界装置）;浓缩装置和燃料制造装置;产生UF6的转化装置;放射性燃料贮存和后处理厂;放射性废物管理装置,能处理、存储和处置;生产、加工、使用、处理货存储放射性材料的任何地方;用于医疗、工业、研究以及其他用途的放射性装置,和其他安装辐射发生器的地方;

简介：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

简介：风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果：在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型：提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。

简介：本文介绍了秦山核电基地针对日本福岛核事故后我国核电厂安全改进行动设计的一种应急补水装置;通过对核电厂严重事故状态下的应急补水要求所做的技术分析,进行了装置的整体方案设计及专用设备选型,并做了相应的创新设计.经过核电厂现场的试验测试,验证了该装置满足设计要求,可以在丧失交流电源情况下为核电厂提供应急补水从而为在严重事故情况下核电厂的安全提供保障.

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。

简介：在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM＋软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学（ComputationalFluidDynamics,简称CFD）分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

简介：该出版物涵盖与厂址相关的因素以及有关运行状态和事故条件的现场组装相互作用因素,包括应对紧急事故的保证措施、非组装相关的自然因素及人因导致的安全重要事件。本安全要求标准中所考虑的外部人因事件都是偶发事件。该标准不覆盖为避免第三方故意行为对核设施装置安全进行的实体保护。此前关于本主题的安全标准适合陆上固定热中子核电厂,该标准则适用于范围更广的核设施,采用以评估对人和环境带来的辐射风险为标准的分级方法。

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：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

简介：文章首先阐述了质量管理和企业标准化的区别和联系,对中国核动力研究设计院企业标准化的现状和问题进行了分析。最后,对照相关的标准要求,对其企业标准化工作提出了若干建议。

简介：控制棒驱动机构（CRDM）下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测（PT）中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊（OVERLAY）、夹紧装置（CSCA）的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。