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：压力管卧式重水反应堆（CANDU6）具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平，并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间，需要对再循环冷却水系统（RCW）进行检修，则需要并投入其备用系统，但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却，不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下，慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况，本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较，评估是否会由于温度过高而导致系统失效。

简介：高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。