简介：在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用（SSSI）的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法（DSEM）基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

简介：本文分析了核与辐射安全标准的内涵和作用,论述了这类标准的定位及其与有关法规的关系,结合我国核与辐射安全标准应用的现状、存在的问题及需求,提出了构建我国核与辐射安全标准体系的总体架构设想,对建立和完善我国核与辐射安全标准体系提出了初步建议并进行了有益的探索.

简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

简介：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析;同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算。结果表明,15m至30m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25m左右径向位移最大;内压加至O.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求。分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考。

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：在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.

简介：核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全。人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂（EPR堆型）PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法。

简介：秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.

简介：注册核安全工程师执业资格制度在我国刚刚兴起,正渐入正轨,但在许多层面上还存在各种亟需解决的问题。为使这项制度进一步完善,回顾了注册安全工程师执业资格制度的建立及发展现状,分析了在注册核安全工程师执业监管过程中存在的问题,从法律法规、行政监管和继续教育3方面提出了促进注册核安全工程师执业资格制度健康发展的思路和建议。

简介：

简介：本文介绍了高压输变电工程的环境影响和防护标准,讨论了我国在高压输变电工程环境影响评价中存在的一些问题,尤其是对防护标准的理解和使用的问题,并指出这些问题可能导致出非预期的负面结果。

简介：全国首次注册核安全工程师执业资格考试于2004年11月20日、21日两天分别在北京、广州、杭州和成都4个考点举行。

简介：以福清核电工程安全壳内可燃气体控制系统设计安全评价验证分析为例。阐述了所建立的管理体系的关键要素和独立验证工作的流程。福清核电一期工程安全评价的独立验证项目的实施表明所建立的研发工作管理体系能够有效管理项目的研发并实时地监控项目进度，是确保独立验证工作顺利实施的必备条件。

简介：AP1000核电厂文件编码是一项基于信息分类和编码理论的设计管理技术.简要描述了AP1000文件编码的规则和应用范围,分析了它在核电前期工程应用领域中的局限性,通过分析它在核电前期工程中的主要工作,提出了文件编码在核电前期工程应用的解决方案,并给出了文件编码示例.

简介：注册核安全工程师执业资格考试原则上每年举行一次。考试科目为:《核安全相关法律法规》、《核安全综合知识》、《核安全专业实务》和《核安全案例分析》4个科目。

简介：注册核安全工程师执业资格考试原则上每年举行一次。考试科目为:《核安全相关法律法规》、《核安全综合知识》、《核安全专业实务》和《核安全案例分析》4个科目。为了方便考生复习和准备考试,本丛书编写委员会依据考试大纲的具体要求编写了此套丛书,由中国环境科学出版社出版。根据国内核与辐射安全学科的发展形势,经核与辐

简介：海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件套筒与补强板焊缝,焊接完成后经UT检验,发现存在大量危险性Ⅰ类缺陷,主要为裂纹、未融合、条渣、气孔等类型.通过统计分析,焊接缺陷主要集中在内侧焊缝套筒母材侧融合区,偏向于仰焊位置.本文主要从焊接工艺、施工作业条件等方面对缺陷产生的原因进行分析,得出通过对焊材选用、焊前预热方式、坡口设计、焊接工艺、电气贯穿件安装次序等方面的改进,可以很好的改善电气贯穿件焊接质量,这对后期核电建设具有一定的借鉴意义.

简介：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。

简介：为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时性,提升了相关数据的准确性和全面性。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。