简介：设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。

简介：反应堆中的石墨废物体积庞大并且含有长寿命放射性核素,是放射性废物管理的难点。本文介绍了国际上放射性石墨废物处理技术、部分国家石墨废物处置策略和替代方案研究的进展;分析总结了石墨分类处理处置策略、适用中等深度处置的废物最小化发展方向;最后对我国在反应堆石墨废物处置方面所面临的挑战和相关研究提出了展望和建议。

简介：本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法．对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论，并给出了一个初步的放射性总量估算方法．并与实际值进行分析比较，对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。

简介：反应堆退役将产生大量放射性废物金属，熔炼处理可使其减容、再循环再利用，以大量减少放射性废物处置量，回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点，但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物。

简介：反应堆操纵员是核电厂安全稳定运行的基本保证，对操纵员的筛选、培训和考核尤为重要。但随着核电的发展，以及社会民众对电厂安全性要求的提高，目前我国的反应堆操纵员的培训与考核在某些方面已逐渐不能适应我国核电发展的需求。笔者分析了现阶段我国操纵员考核制度、培训手段、选拔方式等方面的不足，结合我国核电发展对操纵人员的要求，提出操纵人员考核及管理体系可优化性、加强复杂工况培训以及重视操纵员心理素质等方面的一些观点。

简介：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。

简介：主要研究快速提升功率（RAMP）对包壳应力的影响,并为芯块—包壳机械作用（PCMI）的分析提供依据。分析采用包壳效应力作为指标,参照相关试验的功率,使用燃料棒性能分析程序RoPE模拟相应工况,归纳整理包壳效应力随RAMP速率变化的规律。分析结果显示,随着RAMP速率的增大,最大包壳效应力也会相应的升高,但当速率大于10kW·m^-1·min^-1后,应力趋于饱和。这一规律与热学分析结果相吻合。故在PCMI分析与试验中采用此RAMP速率是合理的。

简介：本文综述了我国研究性反应堆核事故应急准备工作的现状．分析了存在的问题并提出了改进建议。

简介：在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于^85Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10^-1mSv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15mSv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10^-6mSv,10km范围内公众集体有效剂量为3.75×10^-2人·mSv。

简介：回顾了美国核管会反应堆监督管理体系的发展过程,简要介绍新监督管理体系的监管理念、运作流程、安全评价框架及行动矩阵,并多角度对比分析了新旧监管体系,为我国的核安全监管提供参考。

简介：以秦山核电厂一期工程反应堆为例，运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型，构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布，利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明，在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下，随着可燃毒物棒数量的增多，Keff值呈线性下降的趋势，当毒物棒的布局由密到疏时，Keff值由大变小，这与理论结果一致。

简介：为防止田湾核电站3号、4号机组安全设施驱动系统（ESFAS）自动和手动触发信号由于软件故障没有生成,设置一套数字化安全设施驱动多样性系统（或称为手动安全驱动系统,简称MASS）提供TXS软件之外的手动操作手段,在计算机化保护系统失效后执行安全功能。MASS采用一套独立的处于计算机系统以外的多样化的硬件系统实现,从主控室发出的ESFAS手动触发信号经MASS后与计算机系统形成的ESFAS驱动信号经＂或＂逻辑处理后传送至驱动控制装置（PAC）,从而可有效避免由于计算机软件共因故障而导致的ESFAS不可操控。

简介：反应堆功率控制系统是核电厂最重要的非安全级控制系统之一。海阳核电站功率控制系统在快速降功率系统、旁排控制系统、汽机功率给定系统的协同下完成各个工况的功率控制。本文分析了主要控制策略及主要试验，帮助核电站相关人员加深对功率控制系统的理解，提高他们对机组状态的响应能力。

简介：综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

简介：加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：WWER-1000反应堆设置有快速预保护系统,在特定情况下能通过下落APP工作棒组引入适量负反应性,使堆芯核功率迅速下降到合理水平,避免跳堆。APP工作棒组需要根据实际的堆芯状态挑选,本文以田湾3号机首循环为例,使用KASKAD软件包进行模拟计算,挑选出合适的APP工作棒组,并对APP工作棒组下插后的氙瞬态过程进行了模拟计算。结果可以为电站的安全运行提供建议。

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：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.