简介：简要介绍风险的基本概念与风险控制方法，并根据风险控制方法，对福岛第一核电厂核事故中控制公众受照剂量和职业照射剂量的措施进行分析和评价，找出其中的薄弱环节，并对风险控制方法在核事故剂量控制中的应用提出具体建议。

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：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：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

简介：核电站在役检查能保证核电机械设备与部件的质量,而验证是提高在役检查无损检验可靠性的重要手段。世界核电较发达的国家均建立了成熟的验证体系,而国内验证受各方面因素制约尚处于起步阶段,需要各方共同努力以促使其尽快发展完善。

简介：控制棒驱动机构（CRDM）下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测（PT）中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊（OVERLAY）、夹紧装置（CSCA）的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。

简介：根据核质量保证法规、有关技术文件和过去进行核安全质量保证检查时的体会，汇总了进行质量保证监查或质量保证检查的重点，可作为编制质量保证监查或质量保证检查提问单时参考。

简介：核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。

简介：中国电力投资集团公司按照核安全文件的相关要求实施了质量保证监查员培训、考核和取证。本文介绍了质量保证监查员培训、考核和取证实施的依搬策划、过程和建议。可供实施质量保证监查员培训、考核和取证或制定其导则时作参考。

简介：本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。

简介：以西屋公司AP1000分级为基本原则，参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法，综合质量保证分级考虑因素，满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求，提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。

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：针对现有核电厂设备电磁兼容性测试的不足,探讨了国内核电厂仪表控制系统在核电厂电磁环境下的电磁兼容性要求和评价方法。建议加强核电厂仪表控制系统的电磁兼容性设计,以保障核电厂安全、稳定的运行。

简介：民用核安全设备质量和可靠性对确保核设施安全运行至关重要.在新的形势下,应不断总结实践,分析客观存在的不足,研究落实核安全设备监管新举措,以强化监管,促进质量的提升,为核电安全高效可持续发展保驾护航.

简介：本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

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：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：结合我国民用核安全设备活动管理现状,分析总结民用核安全设备活动许可证申请审查和监督检查中发现的不符合(项)识别、分类和控制中存在的问题,并参考SafetySeriesNo.50-C/SG-Q,ASMENQA-1,RCC-M等国际通用标准规范的相关要求,提出民用核安全设备活动中不符合(项)的识别、分类和控制要求。

简介：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

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。