简介：在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.

简介：介绍了进口核安全设备安全检验工作的目的、法规依据以及现阶段安检实际工作中存在的主要问题,最后对安全检验工作提出了建议.希望通过内容的介绍并结合安全检验工作的现状,推动安检试验工作的深入开展,逐步实现独立验证.

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：以福清核电工程安全壳内可燃气体控制系统设计安全评价验证分析为例。阐述了所建立的管理体系的关键要素和独立验证工作的流程。福清核电一期工程安全评价的独立验证项目的实施表明所建立的研发工作管理体系能够有效管理项目的研发并实时地监控项目进度，是确保独立验证工作顺利实施的必备条件。

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：日本福岛核事故已过去一年,核事故造成的影响依然在延续,专家和学者对福岛核事故从管理、技术、文化及应急响应等角度进行了探讨和深入研究,各国监管部门进行核安全综合检查和相关的压力测试,核设施的纵深防御概念在延伸和拓展,从福岛核事故再次审视核安全的政府、法律和监管框架,对于风险社会下核安全水平的提升意义重大而深远。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

简介：随着工业的发达和设备管理思想的发展,近年来人们对维修方法进行了很多的研究.本文首先分别阐述了以可靠性为中心的维修和状态维修方法,通过对两者的分析,提出建立以RCM分析为基础的状态维修体系.

简介：本文以我国核电厂效益为研究对象,从经济、社会、环境三个维度进行了简要分析和论述,总结了目前我国核电厂的效益现状,并从核电行业监管状况及核电技术发展状况两个角度对核电行业效益保障情况进行了概述,提出了核安全是保障核电效益的基础,遵守《核安全法》是确保核安全基础的建议,并对后续国内核电总体效益提升进行了探讨。

简介：促进人与自然的和谐，是国民经济和社会发展全局赋予环境保护工作最重要、最根本的时代重任，是推进环境保护历史性转变的出发点和根本目标。坚持以人为本、全面协调可持续发展，积极推进生态文明建设，是新时期环境保护工作的基础和灵魂。

简介：简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。

简介：通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题，提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训，切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施．中国核承压设备才能真正实现国产化，核电产业才能持续发展。

简介：本文分析了核与辐射安全标准的内涵和作用,论述了这类标准的定位及其与有关法规的关系,结合我国核与辐射安全标准应用的现状、存在的问题及需求,提出了构建我国核与辐射安全标准体系的总体架构设想,对建立和完善我国核与辐射安全标准体系提出了初步建议并进行了有益的探索.

简介：2月3日,三门核电一期工程初步安全分析报告(PSAR)专题对话会在北京召开。本次会议由国家核安全局主办,中核集团三门核电有限公司承办。共约50名专家参加了本次会议,包括来自国家核安全局、环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心等单位的审评专家,以及三门核电、上海核工程研究设计院等业主方人员。

简介：(2011年7月13日)由环境保护部(国家核安全局)、国家能源局、中国地震局共同组织的针对阳江核电厂和台山核电厂的综合安全检查现场阶段的工作马上就要结束。在向大家表示慰问的同时,也表示祝贺。这次综合安全检查工作从启动到今天,已经有3个多月的时间,进行得相当顺利,也很有成效。接下来的一段时间,预计整个秋季我们还需要继续努力开展工作。我相

简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

简介：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。