简介：介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。

简介：事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。

简介：

简介：核事故对人类的生产生活会造成极其严重的后果.对其进行科学分类是安全管理和核事故处理的重要基础.分析了核事故造成的死亡人数、有害照射总剂量、受照人数、经济损失等多属性特征;通过灰关联度确定了各属性指标的不同权重,定义了事故间的加权指数相似度;根据事故属性指标的相似度,利用基于更为科学的进化聚类分析对事故进行了分类;并以近来全球发生的6起重大事故为例进行了实证分析.提出的事故分类方法,综合考虑了事故造成危害的机理,理论严谨、方法实用有效,可作为有关部门进行核事故分类和核事故处理的决策依据.

简介：本文通过全面梳理与分析事故容错燃料（AccidentTolerantFuel，简称ATT）研发相关政策，指出现有政策以“制造强国战略”和“能源技术革命”为主线，事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。

简介：在日本福岛核事故发生后,世界各国的核应急特别是核电厂核事故应急工作面临着新的挑战。世界各国从国家层面和核设施自身方面都提升了事故应对的措施,加强了核事故应急准备和响应的能力建设。本文在调研法国、美国、德国针对核事故应急救援能力的基础上,总结了中国核电集团公司层面的快速救援力量在福岛核事故后从无到有的建设过程。

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：论述了核事故应急演习的重要性。根据我国实践，分析了影响应急演习检验性的关键环节并提出了相应的改进建议。

简介：给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。

简介：2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路非能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足.在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力.根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为非能动破坏虹吸孔.验证表明,新增的非能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能.

简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

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：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：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：本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结与思考，基于铀浓缩系统的相关设计，采用概率安全评价（PSA）技术中主逻辑图推导法，初步找出始发事件，为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。

简介：MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序，早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来，该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中，针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发，以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。

简介：本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

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。