简介：重点研究了NUREG-1860中推荐的F—C曲线，阐述了建立该曲线的考虑，详细说明了F—C曲线中的频率和后果限值的确定方法，简要对比了下一代核电厂（NGNP）使用的F—C曲线和英国健康和安全委员会（HSE）推荐的F—C曲线，论述了如何使用F—c曲线确定许可基准事件（LBE）使其满足监管限值和监管要求，同时，给出了对我国风险指引型监管技术研究的建议。

简介：秦山第二核电厂堆芯功率分布测量试验使用堆芯仪表系统（RIC系统）的4个移动微型裂变电离室入堆进行测量。由于制造公差以及探测器辐照历史不同等原因,4个微型裂变电离室的探测效率各不相同。为计算探测器之间探测效率的校刻因子,一般使用参考通道校刻法和交叉通道互校法。本文给出了几种校刻因子计算方法,并将所计算的校刻因子结果与法国CARIN程序校刻因子的计算结果进行了比对。

简介：安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。

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：简要介绍了我国核安全法规的来历和发展现状，分析了现行核安全法规存在的不足。同时介绍了风险指引型安全管理方法的发展、现状以及所取得的成就，说明风险指引是核安全法规未来改进的方向。结合美国正在进行的构建风险指引型核安全法规体系的发展计划，讨论了新法规体系的原则及其特点。最后根据现实情况，就我国推行风险指引型安全管理和构建风险指引型核安全法规体系，提出了一些建议。

简介：《核安全与放射性污染防治＂十三五＂规划及2025年远景目标》为我国新时期核安全工作提供了顶层指导。在＂十三五＂这一重要发展机遇期,核安全国际合作要做到对外切实维护国家利益,对内有效促进中心工作,为规划实施做好支撑和服务。本文回顾了国际合作在我国核安全监管历史上的重要作用,提出新时期国际合作的三条工作主线和着力加强的两方面基础性工作。

简介：通过介绍福岛核事故对全球核电发展的影响及各主要国家采取的国际合作活动,分析了国际合作在保障核安全、促进核电发展方面的重要作用,提出了进一步加强核安全国际合作的几点建议。

简介：裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。

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：多样化驱动系统（DiverseActuationSystem,简称DAS）作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列（Field-ProgrammableGateArray,简称FPGA）技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。

简介：核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎（Np）的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆（以下简称AP1000）作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中~（238）Pu生成量为3540克,约为无~（237）Np添加时生成~（238）Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除~（237）Np,同时生产~（238）Pu的技术发展提供研究思路。

简介：2月8日上午，国家环保总局周生贤局长一行到核安全中心进行工作调研。调研中，周局长听取了核安全中心主任陈金元同志的工作情况汇报，并参观了核与辐射事故应急中心，看望了核安全中心的工作人员。

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：开展国际合作、坚持国际接轨是我国核安全监管30年的一条极其宝贵的经验,也是我国核能安全健康发展的重要基础。当前在世界主要的核电大国中,我国在建核电机组数量最多,堆型最全。通过与国际组织的合作,不仅能借鉴核电发达国家的先进管理经验,也能对外展示我国核安全监管30多年来的成果,显示我国作为一个有核国家努力推动核安全的使命与担当,继而配合＂一带一路＂国家战略的实施,推动核电＂走出去＂。因此,有必要进一步加强核安全国际合作,充分利用国内国外两个资源,促进核安全监管体系和监管能力的现代化,保障核能事业安全高效发展。经济合作与发展组织核能署是核能专业领域非常重要的国际组织,具有广泛的影响力。本文将结合该组织的职能以及与我国核安全合作情况,就深化合作提出意见和建议。

简介：<正>(2010年11月10日)各位委员、各位专家,女士们、先生们、朋友们:很高兴与大家再次相聚,共同探讨中国环境与发展问题。这次年会以"生态系统管理与绿色发展"为主题,围绕中国制定"十二五"规划、探索环保新道路等议题进行研讨,这对于我们加快建设资源节约型、环境友好型社会,有着积极作用。

简介：核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.

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.