简介：

简介：我国运行核电机组大量增加,对运行机组的监管提出了新的挑战。核电厂运行技术规格书是限定反应堆正常运行边界,确保机组运行在安全限值和事故假设范围之内的文件,严格遵守运行技术规格书对确保核安全具有重要意义。本文从法规建设、能力建设、监管成效三方面分析了我国核电厂运行技术规格书的监管现状,从标准化、精细化、自洽性等方面梳理了目前运行技术规格书监管中存在的问题和不足,并就这些问题和不足提出了针对性的对策和建议。

简介：在遵循核安全法规的要求的基础上,确保大修质量受控,优化大修进度管理,对大修项目进行合理控制;从历史数据中设置缓冲区模型;考虑资源约束下的大修项目管理,结合秦山核电大修实践经验,将关键链技术引入秦山核电大修项目进度管理中,具有借鉴和实践意义。期望为其它核电站大修提供有益的借鉴。

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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：方家山核电工程结合总包模式的实际情况,针对目前存在的工程质保人员紧缺、聘用人员不熟悉质保流程等实际困难,为降低业主在工程质量管理中的权责不对等及信息不对称,坚持以现场为基础的质保监督理念,以质量计划见证监督、随机监督和专项监督三种互为补充的模式开展监督活动。文章介绍了监督活动中如何积极尝试对监督活动进行标准化,采取标准工具寻找重点关注点,制定标准化的监督细则指导监督实践,为对现场质量的掌控和评价提供了有力的支撑。

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简介：介绍了我国铀（钍）矿以外的矿产资源开发利用辐射环境监管工作开展的必要性,调研分析了国际辐射防护委员会、国际原子能机构、欧盟、美国等国际组织与国家关于铀（钍）矿以外的矿产资源开发利用辐射环境监管的实践,介绍了我国矿产资源开发利用辐射环境监督管理的范围和要求.

简介：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：核电厂操纵员的心身健康，直接关系到核电厂的正常安全运行。操纵员的认知心理、意志、注意、情绪、情感、个性心理，是影响其安全操作的重要因素；酒精、药品、生物节律对操纵员的心理健康也有很大影响。通过对操纵员的职业适应性心理测试，可以从心理学角度初步筛选出适合于操纵员岗位的较佳人选，再经过岗位技能培训、模拟机培训和实际工作过程的心理学随访，并经常对操纵员开展心理咨询和心理辅导，有助于及时发现和解决心理上的问题，核电厂可以尽可能地预防或减少人因事故的发生。

简介：美国核信息与文档管理协会(NIRMA)是核行业信息管理领域的领导者,其开发的一系列标准规范对该领域具有很好的借鉴和指导意义,同时也是国内同行与国外经验交流的便捷平台.介绍了NIRMA组织及其知识库框架,在此基础上简介了所选取的几篇有代表性的标准规范,最后总结分析了NIRMA规范在国内核行业应用的可能性.

简介：文章介绍了该实验室标准医用放射性活度测量装置的计量特性与控制，其各项性能指标均优于国家标准级活度测量仪检定规程所限定的要求。测量总不确定度小于±4％，经检定10种常用核素活度测量总不确定度均在±3．8％以内，57Co、241Am、137Cs、60Co4种核素，参加了全国核素活度计量比对，利用该装置测量提供的数据均在标准均值的±1．0％以内。多年来对装置进行严格地质量控制，连续3年用137Cs监督源监测，并建立了长期稳定性监控图，连续6年稳定性均控制在±0．6％以内；连续近两年对3种核素标准源进行测量准确度监测，其测量准确度的复现性137Cs和60Co小于1.0％，241Am小于1.6％。

简介：本文通过对工艺自控系统故障测试和维修技术的学习,和在实际工作中通过对系统检修经验的积累,归纳总结了对自控系统及设备故障诊断和与维修的思路和方法,为保证系统运行的稳定性和可靠性提供了维修技术的策略.

简介：燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆（CLEAR-I）燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

简介：针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

简介：参照国内外航空γ能谱测量校准标准和IAEA有关权威技术文献,利用国内现有的航空γ谱仪系统校准条件,对目前属国际上先进的一套航空巡测γ谱仪系统开展了系统性的校准工作。介绍了航空巡测γ谱仪系统的性能和机载安装,对基本校准内容和涉及的重要参数,如宇宙射线、系统本底、大气氡本底、天然放射性核素及人工放射性核素137Cs和60Co等,进行了科学的校准,给出了校准数据的正确使用方法和应用条件。

简介：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

简介：在核燃料循环过程中，不仅会产生许多放射性污染物质，同时也会产生许多非放射性污染物质，比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度，混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上，介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施，对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。

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