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：美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。

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：本文分析了我国医用放射性同位素在辐射安全监管中存在的问题,根据放射医学不同放射性同位素的特点,探讨精细化的管理模式,拟以此进一步促进放射医学健康发展.

简介：阐述了安全文化评估的基本方法，结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践，探讨安全文化量化评估的方法。

简介：剖析了两起发生在废旧金属回收冶炼中的典型放射性污染事故，在分析放射性废旧金属来源和我国现状的基础上，提出了废旧金属回收冶炼的辐射监测应当进行分级管理和加强口岸辐射监测，以及目前亟待解决的几个问题。

简介：本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.

简介：秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.

简介：应急指挥部是核电厂应急响应组织的重要组成部分，也是应急指挥体系的核心，本文以我国中核集团（CNNC）和中广核集团（CGN）所属核电厂两类典型应急指挥部构建模式和情况为基础，分析其优点和不足，并从组织规模、人员资质要求等方面提出了在应急指挥部决策模式构建中需关注的问题。

简介：探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10~（-8）的建议。

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：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。

简介：对压水堆核电厂的严重事故进行了概述,通过对“实际消除大规模放射性释放”概念的探讨,得到了11条结论,各种文件所表达的精神基本一致.对欧洲各国、IAEA来说,“实际消除”的意义有所差异,“实际消除大规模放射性释放”这个概念易于操作,便于公众理解,但在概念和逻辑上存在容易被攻击的缺陷.

简介：论述核电厂设计基准风速的若干问题，主要涉及到与设计基准风速有关的基本概念，数据来源与收集，数据组选择和统计分析方法。

简介：介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。

简介：我国放射性物品启运前的辐射监测管理对一类、二类和三类放射性物品有不同的要求,本文在梳理和分析我国现行放射性物品运输的法规和标准基础上,提出了放射性物品国内运输、抵达或途径中国的放射性物品运输启运前的辐射监测管理的程序并对辐射监测报告编制内容和报送程序等相关事项做出具体的归纳总结。

简介：基于对国内外核电质量保证实践的对比分析与研究,论述了在《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）的修订过程中需要考虑和关注的事项,涉及管理职责、独立评价、设计控制和采购控制等24个问题,以期为国家核安全局主持的HAF003修订工作提供参考和建议。

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：针对我国目前有大批高活度60Co放射源面临退役的情况，对其存在的问题进行了分析，并对其解决方法进行了探讨。

简介：本文通过一起钠阀门泄漏事件，从系统设计和人因两个方面进行了分析，深入探讨了事件发生的原因，并提出了在设计、人员培训等方面的改进建议，为同类快堆的设计和管理提供参考。