简介：数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。

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：根据甘肃省内辐射事故和国内、周边国家可能出现的核事故，优化布设了甘肃省核应急监测点位7个，其布设方法对同类工作有参考价值。

简介：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

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：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：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：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：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。