简介：核空气净化系统用于保护工作人员和公众免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体的危害。高效空气过滤器(HEPA)作为核空气净化系统的核心部件,是污染空间和环境之间的最后一道屏障,需要严格的测试以保证系统的有效性。本文梳理了民用核燃料循环设施(铀纯化/转化、铀浓缩、铀燃料元件制造、后处理)运行过程中放射性有害物质的特点,针对典型核空气净化系统研究了HEPA的特性与检测方法,分析了HEPA验收试验与监督试验中存在的问题,对审评和监督提出了相应建议。

简介：硼中子俘获治疗装置的核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置的辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自的优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便的安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统的架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。

简介：对灰色系统理论在核动力领域内的应用进行了探讨与分析。结合相关学者研究成果阐述了该理论在核动力参数状态监测、故障诊断及预测控制等方面的应用：并将灰色聚类算法用于蒸汽发生器故障分析，实现了典型故障的准确诊断；采用灰色预测控制思想对稳压器压力控制方式进行了优化，可有效改善控制品质。基于相关研究成果及本人所开展的工作最后就该理论在核动力领域的进一步应用提出了几点建议。

简介：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

简介：本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析，对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明，在发生大破口事故中，安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间，内置换料水箱隔间和上部隔间，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

简介：目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中，需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容，并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求，提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议，以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。

简介：美国核管会（U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC）在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管（RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS）的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

简介：反应堆功率控制系统是核电厂最重要的非安全级控制系统之一。海阳核电站功率控制系统在快速降功率系统、旁排控制系统、汽机功率给定系统的协同下完成各个工况的功率控制。本文分析了主要控制策略及主要试验，帮助核电站相关人员加深对功率控制系统的理解，提高他们对机组状态的响应能力。

简介：介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。

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：光阴似箭,岁月如梭。在我国核能与核技术利用事业快速发展的时代背景下,《核安全》创刊至今已经十五周年了。十五年风雨兼程,十五年硕果累累!《核安全》见证了核能与核技术利用事业蓬勃发展的光辉历程,记录了核与辐射安全监管事业砥砺前行的坚实步伐。十五年来,《核安全》不懈努力、辛勤耕耘,为我国核能与核技术利用事业安全、健康和可持续发展持续贡献智慧和力量。

简介：本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物的放射性、有毒重金属及重金属的存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物的镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量（GB15618）二级标准水平,但是部分固体废物中的铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物的部分放射性核素与重金属的物相结构存在较高的毒性风险。本研究为伴生放射性矿固体废物处置方法提供了参考依据。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。