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：为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时性,提升了相关数据的准确性和全面性。

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：西屋核电站标准技术规范具有安全理念清晰、定义准确、条目简单、易于执行以及多年的实践等特点。本文主要阐述西屋核电站标准技术规范与法国的技术规范之间的较大的差异，对该方面的问题提出了一些建议。

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。

简介：介绍了铀矿开采废物的组成,重点分析了铀矿山采矿废物最小化管理技术,并给出了加拿大和法国废物最小化管理的实例。

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：乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。

简介：在核电工程中确定钢筋粘结锚固长度时。按中关两国标准不同的设计表达式计算取大值进行包络；弯钩锚固、机械锚固的锚固长度计算表明，一般区域我国分别为比美国大20％、50％，框架节点区域我国与美国相差分别为5％、1％。针对核电中按锚固原理形成的三类锚固件，对比分析我国和美国标准中锚固件设计的规定后，在行业标准NBT20411—2017制定中形成统一的表达式。本文分析解决了中关两国锚固技术与标准的不足和差异，为核电工程实施、建立规范体系和实现技术标准的统一提供参考。

简介：本文从焊工资格考核角度,全面分析了民用核安全设备焊工资格考核与焊工职业技能鉴定、特种作业人员（焊工）、特种设备焊工考核的差异性,论述了民用核安全设备焊工资格考核的技术特点,明确了其与其他行业焊工资格考核之间的不可替代性。

简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：对核技术利用许可管理内容进行梳理，总结了实际管理过程中存在的问题，并进行技术分析，提出对策和建议.

简介：核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全。人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂（EPR堆型）PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法。

简介：四价铈Ce（IV）去污虽为一种高效的放射性污染金属去污工艺,但其产生的废液存在残留Ce（IV）腐蚀设备的安全隐患,废液中NH3的释出影响环境和人体健康,废液中含有的有机质影响后续处理工艺等问题均值得关注。研究表明,残留Ce（IV）可通过还原法消除其腐蚀问题,加热煮沸废液可有效去除NH3,臭氧氧化处理工艺能显著分解废液中所含的有机质。