简介：本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.

简介：本文对国内2005年放射源辐射事故进行了概括与分析,事故发生频度与往年相比有所下降,表明国家放射性同位素与射线装置实行统一监管初见成效.本文也对事故的应对措施进行了归纳总结,分析了监管中存在的问题,提出了工作建议.

简介：借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率（PTOP）和无停堆保护瞬态超功率（UTOP）进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。

简介：本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法，并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析，将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较，以验证设计的合理性，结果证明二者基本一致。

简介：本文从焊工资格考核角度,全面分析了民用核安全设备焊工资格考核与焊工职业技能鉴定、特种作业人员（焊工）、特种设备焊工考核的差异性,论述了民用核安全设备焊工资格考核的技术特点,明确了其与其他行业焊工资格考核之间的不可替代性。

简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：建立完善的辐射环境监测标准体系,是制订《＂十二五＂全国辐射环境监测体系建设工作方案》的主要任务之一。现行国内辐射环境监测相关标准满足了我国辐射环境监测工作的基本需求。根据国家相关管理性法规标准,参照国内外最新的辐射环境监测相关标准和方法,查找出28项标准缺项。这些标准经过制定完善后,将形成一个结构基本完整的辐射环境监测标准体系。

简介：我国的核电发展规划对核电厂核安全设备采购的质量和安全性能提出了更高的挑战。基于核电厂核安全设备采购的特点,对采购过程提出了进一步明确设备技术规范,建立和完善核电行业的专家库,采用更合理的评标方法,建立统一的核电厂核安全设备采购平台等要求。本文从做好采购整体进度计划,合理划分采购包,通过资格审查建立供应商库并实行分类管理,持续推动关键设备的国产化进程,进一步完善核电厂核安全设备采购的制度和机制等方面,为核电生产企业提出了核安全设备采购策略的建议。

简介：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

简介：介绍了乏燃料后处理厂不稳定化合物＂红油＂（采用的萃取剂磷酸三丁脂TBP和稀释剂及其它们的降解产物与来自硝酸或相关重金属铀或钚的硝酸盐之间的反应）的形成及其引发的爆炸机理,简要概述了在世界范围内后处理厂发生的重要的相关爆炸事件或事故,对具有代表性的高放废液蒸发器发生这类事故进行了后果评价,并阐明了后处理厂为避免＂红油＂爆炸发生而采取的主要安全控制措施。

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：燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比（DeparturefromNuclearBoilingRatio,简称DNBR）分析。分析结果表明：边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。

简介：我国在某航天任务中,将首次应用238Pu放射源.本文从该放射源所用的原料、放射源的结构、产生的射线种类以及包壳活化等方面分析了238Pu放射源在航天应用过程中的辐射特性.通过分析实验表明,距单个放射源1m处的中子辐射剂量率约为60uSv·h-1,在采取适当措施后,238Pu放射源将不会对人员和环境产生明显的辐射影响.

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：本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价，针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类，统计分析事件中潜藏的不利趋势，剖析趋势中存在的共因因素，结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。

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：针对云南省核技术应用的现状，就目前的核安全及辐射环境监管情况进行简要分析，并提出加强和完善云南省核与辐射环境安全监管应从建立云南辐射环境监督管理架构、开展重点地区放射性污染监管示范项目、加快全省辐射环境监管体系建设三个方面工作的具体建议。

简介：本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。

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.

简介：四价铈Ce（IV）去污虽为一种高效的放射性污染金属去污工艺,但其产生的废液存在残留Ce（IV）腐蚀设备的安全隐患,废液中NH3的释出影响环境和人体健康,废液中含有的有机质影响后续处理工艺等问题均值得关注。研究表明,残留Ce（IV）可通过还原法消除其腐蚀问题,加热煮沸废液可有效去除NH3,臭氧氧化处理工艺能显著分解废液中所含的有机质。