简介：结合我国核设施退役实际,论述了核设施退役三种策略：立即拆除、延缓拆除和封固埋葬,以及退役策略的选择和一些主要核国家采用的退役策略。最后,对核设施退役策略的一些重要问题进行了讨论。

简介：简要介绍了我国核安全法规的来历和发展现状，分析了现行核安全法规存在的不足。同时介绍了风险指引型安全管理方法的发展、现状以及所取得的成就，说明风险指引是核安全法规未来改进的方向。结合美国正在进行的构建风险指引型核安全法规体系的发展计划，讨论了新法规体系的原则及其特点。最后根据现实情况，就我国推行风险指引型安全管理和构建风险指引型核安全法规体系，提出了一些建议。

简介：裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。

简介：重点研究了NUREG-1860中推荐的F—C曲线，阐述了建立该曲线的考虑，详细说明了F—C曲线中的频率和后果限值的确定方法，简要对比了下一代核电厂（NGNP）使用的F—C曲线和英国健康和安全委员会（HSE）推荐的F—C曲线，论述了如何使用F—c曲线确定许可基准事件（LBE）使其满足监管限值和监管要求，同时，给出了对我国风险指引型监管技术研究的建议。

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：安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。

简介：介绍了破前漏分析方法的发展历程,以及破前漏方法在运用中遇到的限制之处,并由此引入了基于概率论的破前漏分析方法,介绍了其基本原理、分析流程,并对流程中每一步的具体方法进行了介绍,同时本文还通过美国核电站的具体计算案例,给出了主管道发生泄漏及双端剪切断裂的概率。最后,本文介绍了该方法当前的研究进展及未来可能的发展方向等。

简介：简要探讨了我国地区监督站职责中符合性监督和审评性监督问题,并结合核安全法规的价值理论,详细论述了地区监督站在核电厂特殊事件中的作用.本文所指"特殊事件"是指除会导致核电厂事故应急的其他偏离核电厂正常运行的或大修管理的事件或事故,包括电厂执照运行事件.指出地区监督站应建立应对核电厂特殊事件的集体决策机制,以便正确理解和履行法规赋予的职责,有所为而有所不为,为核安全监管起到应有的作用.

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：核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎（Np）的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆（以下简称AP1000）作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中~（238）Pu生成量为3540克,约为无~（237）Np添加时生成~（238）Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除~（237）Np,同时生产~（238）Pu的技术发展提供研究思路。

简介：核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.

简介：针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。

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：核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。

简介：介绍了全球核电发展现状，通过对比火电与核电对环境的影响以及火电与核电的发电成本，论证了加大核电建设对发展绿色经济的重要性。，在分析目前我国核电产业发展现状的基础上，提出我国核电中长期发展规划的目标任务及核与辐射安全监管的发展目标．．

简介：本文对核安全领域中纵深防御概念的产生和发展做了扼要介绍,并且对纵深防御概念存在的问题和争论进行了讨论.

简介：国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动的优化研究,并建立维修有效性和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策的条款进行解读,使核电厂营运单位更充分地理解和执行技术政策,以推进风险指引型维修规则体系的建立和实施。

简介：国内外较为普遍地应用浸渍活性炭吸附去除放射性碘,最常用的浸渍剂是碘化钾和三乙撑二胺,能有效提高活性炭吸附去除放射性甲基碘的效率。而浸渍剂三乙撑二胺将活性炭除碘性能提高的同时,也会由于其浸渍含量的不同而不同程度地降低活性炭的着火点,另外三乙撑二胺的解吸和高温分解也会影响到浸渍活性炭的除碘性能。考虑到三乙撑二胺的挥发损失,为保证活性炭浸渍后的除碘效率,推荐采用真空干燥三乙撑二胺浸渍的活性炭。鉴于三乙撑二胺浸渍剂的固有缺陷,建议深入开展浸渍剂替代品的研究。

简介：本文着重剖析了新近发生的两起γ探伤辐射事故，介绍了韩国放射源定位跟踪系统，并分析了我国放射源备案制度现状，由此提出了加强放射源备案管理的设想。

简介：回顾了破前漏(LBB)的发展历史,并分析了LBB在中国的应用前景.分析了关于材料断裂韧性不同的表达方法和测量方法.根据不同国家的实践,分析了LBB对材料性能的要求.