简介：核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。

简介：为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。

简介：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

简介：核工业主要应用的机器人包括应急响应机器人、去污清理机器人、在役检查机器人、特定作业机器人等，本文对各国核工业机器人的研究现状进行了介绍，并分析核电厂机器人涉及的耐辐射性能、系统可靠性能等。

简介：简单介绍了六西格玛（SixSigma）管理模式，论述了在核电企业推广六西格玛管理理念的可行性、必要性以及实施六西格玛的步骤。核电厂引入六西格玛管理机制，可消除或减少人因失误，并期希望实现“零缺陷”质量和操作，降低事故风险，以实现核电厂的安全运行。

简介：

简介：简要介绍了国际上主要核国家的法律体系；介绍了我国核安全法律法规体系现状,指出我国核安全法律法规体系建设相对滞后,标准不健全,难以满足法律法规的技术要求,现有法律法规的责权利条款要求不完善,对监管机构独立性和权威性缺乏有力的法律支持,公众参与和公众监督缺乏有效的法律途径；提出了建设与完善我国法律法规体系的建议,包括尽快制定原子能法和核安全法,尽快完善核安全法律法规以及相关标准体系,加快保障公众参与权、知情权的法律法规建设.

简介：本文以贯彻执行中国共产党第十九次全国代表大会提出的加快建设美丽中国的奋斗目标和新宪法关于生态文明建设等战略部署和要求为着眼点,结合核能行业的现状和特点,分析了发展核电与生态文明建设的关系,加强核安全监管与建设和谐美丽中国的关系,坚持核电＂走出去＂与共建人类命运共同体的关系,指出了核能发展中存在的主要问题,并提出了解决问题的一些建议。

简介：回顾了美国核管会反应堆监督管理体系的发展过程,简要介绍新监督管理体系的监管理念、运作流程、安全评价框架及行动矩阵,并多角度对比分析了新旧监管体系,为我国的核安全监管提供参考。

简介：本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.

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：核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验，文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍。对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

简介：我国运行核电机组大量增加,对运行机组的监管提出了新的挑战。核电厂运行技术规格书是限定反应堆正常运行边界,确保机组运行在安全限值和事故假设范围之内的文件,严格遵守运行技术规格书对确保核安全具有重要意义。本文从法规建设、能力建设、监管成效三方面分析了我国核电厂运行技术规格书的监管现状,从标准化、精细化、自洽性等方面梳理了目前运行技术规格书监管中存在的问题和不足,并就这些问题和不足提出了针对性的对策和建议。

简介：本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略，简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状，指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化，可能在基准事故工况下生成大量碎片，提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力，以及滤网堵塞的临界碎片量，量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系，决定维修时机和维修优先级。

简介：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.

简介：本研究对象为某核电厂取水泵房基坑边坡。根据边坡设计的开挖支护方案,采用ANSYS有限元数值模拟软件,对边坡的开挖支护过程进行了仿真数值模拟。模拟结果表明,在边坡采用深搅桩加固、支护桩、预应力锚索等工程措施后,上台边坡和基坑边坡开挖后引起的位移和应力均较小,边坡处于稳定状态。

简介：电厂运行状态（POS）分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。

简介：对于蒸汽发生器传热管破裂事故，现有的分析主要是计算对于环境的释放量，并分析至一、二回路压力平衡，而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础，将分析拓展至安全停堆状态，并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明：对于我国的CPRl000系列堆型，与SGTR短期阶段不同，在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入，这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。