简介：核工业总公司根据国防科工委[1994]计基字第1281号文《关于进行质量保证体系监督抽查的通知》要求所有质保体系考核合格授证企、事业单位先进行自查,在自查的基础上,总公司组织专人进行监督抽查。为此,总公司在科发[1994]85号文中布置了“自查”重点。此次“自查”的重点是质量体系考核时遗留的问题,质量体系状况更改情况,质量体系文件到位及执行情况及产品的实物质量情况,并指出对“评定要点”中的30项重点项要重点检查。1企业“自查”情况结止1994年,核工业总公司质量保证体系考核合格授证单位共有37个,这些单位大部分都在1994年8月底按总公司要求自查完毕。这些企业质保体系自查的普遍做法如下。

简介：

简介：

简介：从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性，一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”，二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题，从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础，并考虑到现实的可操作性，对今后相关的核安全审评提出建议。

简介：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：本文建议检测实验室除了达到GB/T15481-2005《检测实验室和校准实验室能力的通用要求》的要求外,还应进一步加强实验室管理者的作用及开展5S管理和QC小组等其他质量管理活动,从而达到提高实验室管理体系有效运行的目的。

简介：

简介：管理部门审查作为管理改进的高级工具如在实际工作中得到很好的应用,将不断推进核电厂管理改进,促进其管理水平的提升.文章指出,为了更好的应用管理部门审查这项工具,避免其流于形式、空虚化、表面化,管理部门审查组织部门可通过做好前期材料准备、合理安排审查会、加强发现问题跟踪等方式实现有效的管理部门审查.

简介：本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施，包括自动卸压（ADS）系统、熔融物堆内保持（IVR）系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系统和事故管理等。

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：

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：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

简介：一、集团公司2012年质量年工作总结为深入贯彻落实国家《质量发展纲要(2011-2020年)》,以及上级部委对质量工作的各项要求,加强集团公司质量工作,有效应对集团公司面临的质量工作新形势、新任务,集团公司于2012年4月12日正式启动了以"夯实基础、健全体系,解决突出问题"为主题的集团公司"质量年"活动.

简介：硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。

简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

简介：介绍了田湾核电站全尺寸模拟机的软硬件情况,给出了全尺寸模拟机维护维修的一般策略,并详细分析了田湾核电厂全尺寸模拟机维护维修的具体实施方法和应对措施.

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：小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析，包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面，最终确定拉伸试验数据不合格的原因，并对弯管进行重新拉伸试验，进一步采取质量控制措施，保证了拉伸试验达到合格标准要求。