简介：简述福岛核事故后国际上针对多机组事故应急准备和响应的人员扩展要求,基于事故典型多机组应急状态和我国核电厂应急工作实际,提出应对多机组核事故应急响应的人员扩展要求和实现方法.

简介：地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。

简介：多样化驱动系统（DiverseActuationSystem,简称DAS）作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列（Field-ProgrammableGateArray,简称FPGA）技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。

简介：基于IEEE、IEC、RCC-E等标准及文献,阐述了1E级电气设备的质量鉴定方法,进而结合国内外设备鉴定的实践经验,制定了1E级充电器、逆变器的鉴定方案,对元器件评估、性能及应力试验、EMC试验、抗地震试验、软件鉴定等环节进行重点剖析。可为1E级充电器、逆变器设备国产化过程中的质量鉴定提供参考。

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：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。

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：前不久，国家环保总局核安全司正式成立《全国核安全与放射性污染防治规划》和《“十一五”核安全与放射性污染防治规划》编制工作领导小组、专家编写组、审查组和秘书组，并完成规划编制工作方案。规划的内容将涵盖政策法规标准：核电；研究堆；核燃料循环设施；核材料和放射性物质运输；放射源、射线装置和同位素利用；辐射环境监测和评价；

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：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：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：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

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：核事故对人类的生产生活会造成极其严重的后果.对其进行科学分类是安全管理和核事故处理的重要基础.分析了核事故造成的死亡人数、有害照射总剂量、受照人数、经济损失等多属性特征;通过灰关联度确定了各属性指标的不同权重,定义了事故间的加权指数相似度;根据事故属性指标的相似度,利用基于更为科学的进化聚类分析对事故进行了分类;并以近来全球发生的6起重大事故为例进行了实证分析.提出的事故分类方法,综合考虑了事故造成危害的机理,理论严谨、方法实用有效,可作为有关部门进行核事故分类和核事故处理的决策依据.

简介：事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。

简介：通过对核电厂堆芯损坏频率、放射性大量释放频率、照射致死风险、致癌风险和总风险的分析，并与石油化工行业事故发生频率和致死风险的对比，说明我国在役、在建、拟建核电厂的安全水平能够满足美国NRC提出的“两个千分之一”的定量安全目标要求，且我国核电厂大规模放射性释放概率小于石油化工行业事故发生概率；核电厂照射致死风险、致癌风险和总风险均不高于石油化工行业的致死风险。

简介：本文通过全面梳理与分析事故容错燃料（AccidentTolerantFuel，简称ATT）研发相关政策，指出现有政策以“制造强国战略”和“能源技术革命”为主线，事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。

简介：对于核动力厂，概率安全分析（PSA）是评价风险、认识风险和管理风险的有效工具。本文介绍了PSA技术在国内及国际上发展和应用情况，并结合我国实际对PSA的发展应用进行了一些展望。

简介：风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果：在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型：提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。

简介：乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。