简介：针对核电厂闸阀的锅炉效应现象，探讨了其产生机理、安全影响以及具体的解决方案，并以具体实例对其进行了分析和说明。

简介：本文简单介绍了电磁辐射和生物效应的原理和现象以及相关的研究情况和标准。包括：电磁辐射对机体的影响，电磁辐射对人体影响的研究情况，行业的卫生标准和生活中与电磁辐射接触的机会。

简介：根据相关法规和导则的要求,AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响,并对其"下游效应"进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000核电厂针对地坑滤网问题的设计特性。在此基础上重点阐述了AP1000核电厂地坑滤网"下游效应"的分析方法、验收准则和分析结果,旨在为国内传统压水堆核电厂的地坑滤网下游效应分析提供参考和借鉴。

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：从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性，一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”，二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题，从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础，并考虑到现实的可操作性，对今后相关的核安全审评提出建议。

简介：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动的优化研究,并建立维修有效性和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策的条款进行解读,使核电厂营运单位更充分地理解和执行技术政策,以推进风险指引型维修规则体系的建立和实施。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

简介：核外堆是核电站重要的保护部件之一，随着科学技术发展，对核技术要求愈发急切，介绍核外堆技术和核探测器技术应用实例。而其中探测器是核外堆重要组成部分。所以对相关技术要求也越高。

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：核设施放射性流出物数据是核安全监管和应急管理的重要依据之一。XML技术是实现统一流出物数据交换规范的有效工具,有利于数据的汇总、统计和分析,强化对流出物监管的时效性。本文首先介绍了XML概念、流出物数据建模方法的选择,然后着重介绍了流出物模型建立的过程,最后展示了建立的模型以及应用情况。

简介：本文介绍了秦山核电基地针对日本福岛核事故后我国核电厂安全改进行动设计的一种应急补水装置;通过对核电厂严重事故状态下的应急补水要求所做的技术分析,进行了装置的整体方案设计及专用设备选型,并做了相应的创新设计.经过核电厂现场的试验测试,验证了该装置满足设计要求,可以在丧失交流电源情况下为核电厂提供应急补水从而为在严重事故情况下核电厂的安全提供保障.

简介：梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。

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：根据国内外核电厂运行经验，在高振动条件下小支管（管径小于2英寸的连接支管）与母管连接处的焊缝容易疲劳失效，增大管内的放射性液体泄漏风险。岭澳核电厂十年定期安全审查（PSR）项目对反应堆冷却剂系统的一些辅助系统和专设安全系统的小支管振动疲劳情况进行普查，对振动过高的小支管进行了安全评估，对未通过评估的小支管采取相应的减振措施，以确保核电厂的安全运行。本文在调研分析主要核电国家初始筛选标准的基础上，确定了PSR项目的初始筛选原则，并举例介绍其应用。

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：根据参加的相关审评和监督活动的经验，说明在审评和监督过程中所采取的思路和策略，同时也澄清了就检验方法替代申请所产生的若干问题，并提出了一些建议。

简介：本文通过研究AP1000基于数字技术的△T超温/超功率保护功能的实现方式,分析了该实现方式相对于其他△T超温/超功率保护功能的实现方式的主要改进,说明了这种保护功能具有简单、有效和能够扩大运行范围的优点,指出了需进一步研究的内容.