简介：核空气净化系统用于保护工作人员和公众免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体的危害。高效空气过滤器(HEPA)作为核空气净化系统的核心部件,是污染空间和环境之间的最后一道屏障,需要严格的测试以保证系统的有效性。本文梳理了民用核燃料循环设施(铀纯化/转化、铀浓缩、铀燃料元件制造、后处理)运行过程中放射性有害物质的特点,针对典型核空气净化系统研究了HEPA的特性与检测方法,分析了HEPA验收试验与监督试验中存在的问题,对审评和监督提出了相应建议。

简介：简要探讨了我国地区监督站职责中符合性监督和审评性监督问题,并结合核安全法规的价值理论,详细论述了地区监督站在核电厂特殊事件中的作用.本文所指"特殊事件"是指除会导致核电厂事故应急的其他偏离核电厂正常运行的或大修管理的事件或事故,包括电厂执照运行事件.指出地区监督站应建立应对核电厂特殊事件的集体决策机制,以便正确理解和履行法规赋予的职责,有所为而有所不为,为核安全监管起到应有的作用.

简介：探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.

简介：20世纪80年代以后业界和学界逐渐开展核安全法律问题研究,研究成果多在2000年以后,2010年以后介入人员及热点增多。研究成果主要集中在对国际核安全法律及国外有关国家核安全法律制度的介绍、对加强我国核安全立法相关问题的研究以及对核安全法律法规中若干重要问题如废物处理与辐射防护、核损害责任等。总体来说研究数量、质量以及深度和广度都显不足,研究视角和方法较单一。

简介：对核电站设备采购项目进行质保监督监查时发现存在应用作废标准的现象,分析产生这些问题的薄弱环节,通过加强这些环节,达到保证核电设备制造质量的目的。

简介：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

简介：美国核管会（U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC）在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管（RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS）的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

简介：本文从审评遇到的实际问题出发，给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定，介绍了各种不同应急给水系统的设计，以及不同配置在多样性问题上的考虑，最后从全厂断电及共模故障的基础上论证了应急给水系统多样性设计的必要性。

简介：核设施流出物监测和环境监测体系是核设施安全体系的重要组成部分,随着我国核电建设的不断发展,监测技术和能力也得到了长足的发展,但仍然存在一些问题。通过对低水平监测中存在的问题的分析,并调研美国和欧盟对此问题的处理方法,给出我国解决监测中探测限问题的思路和建议。

简介：讨论了ANSI/ANS10.4:2008(第二次修订版)的特点,介绍了ANSI/ANS10.4:2008对1987版的主要修改,最后提出对EJ/T617-1991(对应ANSI/ANS10.4:1987)修订的建议.

简介：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。

简介：医用电离辐射已经成为全球最大的人工辐射实践。本文针对医院核技术应用项目的特点,阐述了医院核技术应用项目环境影响评价的内容,包括环境影响因子识别、采用标准、环境影响分析和污染防治措施等;提出在进行医院核技术应用环境影响评价时,应重点关注从事介入操作的医务人员和核医学科的患者陪同人员所受的剂量。

简介：核电站在役检查能保证核电机械设备与部件的质量,而验证是提高在役检查无损检验可靠性的重要手段。世界核电较发达的国家均建立了成熟的验证体系,而国内验证受各方面因素制约尚处于起步阶段,需要各方共同努力以促使其尽快发展完善。

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：本实验的目的是研究北京同步辐射装置（BSRF）的XRF实验装置对地质样品中的元素、特别是对轻元素的检测能力，并探讨利用目前这套装置检测流体包裹体样品时的若干问题。样品是以国家标准物质GBW07106为基体，加入一定量的NaCl,KCl，混合均匀后压制成的厚样片。测量在BSRF的XRF实验站进行，储存环电流约为40mA。样品与Si(Li)半导体探测器的距离为2cm。同步辐射源的束斑为20×20μm^2。实验在大气条件下进行，采谱时间为200秒。计算了各元素的相对检出限、采样深度、采样量和绝对量检出限（达10^-8-10^－10g)；并讨论了现有条件下分析流体包裹体样品时的可测量元素范围、包裹体深度的测量方法及深度对元素XRF强度的影响，实验设备的最佳几何配置等问题。

简介：本文根据作者核安全监管工作经验和参加对东方重机违规补焊事件的调查处理工作的经历,分析了核安全设备活动中人为与组织因素方面存在的主要问题,认为人为与组织因素已经成为制约核能与核技术利用事业健康发展的一个重要因素,并提出了核安全设备活动核安全监管一些必要措施.

简介：现代计算机技术的迅猛发展使之在工业领域中的应用越来越广泛,在核电站中的应用已成为一种明显的发展趋势。在核电站安全系统中应用数字计算机,或者说应用计算机化的数字保护系统来替代模拟保护系统,也已成为一种发展趋势。怎样才能在核电站安全系统中应用数字计算机,怎样才能在核电站中采用计算机化的数字保护系统（或称数字化保护系统）,这已经成为核电站的工程建造部门、设计部门和核安全管理当局十分关心的问题。要想在核电站安全系统中应用数字计算机或者在核电站中采用数字化保护系统,必须首先要解决两个问题:——设计标准和准则;——在核电站安全系统中应用计算机时,需要考虑哪些特殊的技术问题,或者说数字化保护系统与模拟保护系统相比较,需要考虑哪些特殊的技术问题。本文就这两个问题来探讨。1关于核电站安全系统中计算机应用的有关导则和标准1.1IEC标准有关计算机在核电厂仪表控制中应用的国际标准有3个,都是由国际电工委员会（IEC）制定的:

简介：通过将先进的核电厂主控室与常规主控室进行比较，说明了先进的核电厂主控室一些新的技术特点。为适应这些技术特点，在审评过程中就需要考虑新的技术要求，对此进行了原则性的总结和探讨。

简介：

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