简介：由于铀浓缩工业所涉及的原料与产品均是未经辐照的铀,人们普遍认为装满物料容器的外照射水平比空容器的高,应更加注重其外照射剂量水平。然而,在实践中发现,刚刚倒空的容器比其装满物料时的外照射水平要高。由此,本文对铀浓缩厂物料容器外照射水平进行了调查研究,给出新近倒空容器外照射水平较高的原因,提出要注重对新近倒空容器的外照射辐射防护工作。

简介：本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

简介：核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。

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：综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

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。

简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。

简介：英国新建核电厂（NuclearNewBuild,简称NNB）拟采用的候选堆型在建造前通常要求对其从核安全和核安保两个方面进行审查,即所谓的＂通用设计审查（GenericDesignAssessment,简称GDA）＂。本文对英国核安全监管体系下新建核电厂取证过程进行了分析研究,包括：英国主要核安全监管部门、监管范围和流程、通用设计审查及其在英国新建核电厂审批过程中的地位等,重点就审查依据、审查流程、送审文件准备等进行介绍和分析。文章最后还总结了执行通用设计审查将面临的主要风险和挑战,为我国核电企业开展通用设计审查给出了具体建议。

简介：设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

简介：我国在临界装置的设计方面缺乏明确的、有针对性的法规,对临界装置的设计进行规范,填补核安全法规的空白,对监管部门的管理和科研单位的工作都很有意义。根据临界装置和临界相关物理实验的特点,针对临界装置的设计,对目前核安全法规的现状和不足进行了相应的分析,以及对临界装置设计安全规定也做了一些分析和思考。

简介：日本福岛核事故后，在已有应急响应体系相关法规及标准基础上，安全当局对应急指挥中心进一步明确了通用技术要求。为形成合格的应急指挥中心设计方案，首先对核应急相关法规进行全面分析，制定设计所需达到的整体目标，随后细化各类功能配置需求，过程中将融入在役设施运行经验和国家最新核安全技术要求。针对特定项目，将结合厂址特征及核电厂营运单位应急工作特殊性开展厂址适应性设计。通过上述工作逐步将各类规范要求转化为具体、可操作的功能需求和设计原则，形成完整的设计方案。

简介：通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。

简介：从中国核电厂设计安全法规回顾，到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍，全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况，并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点，以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。

简介：论述核电厂设计基准风速的若干问题，主要涉及到与设计基准风速有关的基本概念，数据来源与收集，数据组选择和统计分析方法。

简介：介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。

简介：说明了核事故应急演习情景设计的重要性,论述了情景设计合理性分析要点。

简介：探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定，对比现行中国可引用的法规之间在输入地震动要求方面的异同，并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时的对应关系，随后对各个法规的技术背景、要求及实际应用进行了评述，为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准的完善和修订提供参考。

简介：核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考.