简介：秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.

简介：以福清核电工程安全壳内可燃气体控制系统设计安全评价验证分析为例。阐述了所建立的管理体系的关键要素和独立验证工作的流程。福清核电一期工程安全评价的独立验证项目的实施表明所建立的研发工作管理体系能够有效管理项目的研发并实时地监控项目进度，是确保独立验证工作顺利实施的必备条件。

简介：岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行的新建核电厂，在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生的运行事件进行归纳总结，发现事件的原因主要是在以下3个方面：调试与运行衔接、数字化控制系统（DCS）和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议，可供同类核电厂进行参考。

简介：岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统（GCT）阀门，在机组调试阶段投自动（通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制）后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路，重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆的事件，全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生的问题、事件的发展过程，并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生的思路。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

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简介：为了帮助有志成为国家注册核安全工程师的社会各界人士全面、系统地了解和掌握注册核安全工程师执业资格考试规定的考试科目,迎接2009年的全国考试,环境保护部宣传教育中心(宣教中心)将举办第七、八期全国注册核安全工程师执业资格考试课程培训班,内容包括:核安全相关法律法规、核安全综合知识、核安全专业实务、核安全案例分析等。

简介：在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于^235U裂变产物放出的高能Y光子会与^9Be发生（γ,n）反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响.本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响.研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响.

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简介：调研并分析了加拿大核立法的进程、核安全监管的法律文件体系、重要的监管文件及其发展规律和特点。对照该国“核安全立法”的特点，总结出值得学习和借鉴的7个方面，如坚持把握核立法发展趋势、坚持核能立法与核安全立法并举和加强防治污染立法等。

简介：本文概述了核电法律体系建立的国内外发展状况和趋势，引出核电法律体系相关主体和调整对象，结合核电行业特点进行了分类和阐述，将核电技术与法律调整关系结合起来以说明核电法律的特殊性。围绕核电行业要求利益和安全平衡的特殊原则，概述了核电法律体系应具备的立法要素和基本要求，旨在探讨如何进一步完善我国核电行业立法工作，加快建立行业管理法律体系。

简介：本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略，简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状，指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化，可能在基准事故工况下生成大量碎片，提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力，以及滤网堵塞的临界碎片量，量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系，决定维修时机和维修优先级。

简介：研究堆首次综合应急演习选取燃料组件烧毁作为初始事件,最高响应等级达到厂区应急状态。演习由研究堆主管所组织,厂区内全体人员参加,模拟白天研究堆满功率连续运行时燃料组件突然烧毁的应急响应。通过演习,发现并解决了存在的一些问题,证明了研究堆应急计划的有效性。

简介：美国核管理委员会（NRC）是独立的核安全监管机构。自成立以来，NRC制定和发布了有关文件和报告介绍其相关工作。其中具有重要地位的是自1989年以来每年出版的《信息摘要》（InformationDigest），该报告描述了NRC的职责和活动，并提供了其管理行业的信息，被普遍认可为“美国核管会年报”。通过研究和分析NRC年报的编写思路、内容结构、特点等，结合我国《核安全法》的相关要求，可以为我国国家核安全局年报和相关报告的编写提供参考和借鉴。

简介：在归纳和总结国际核安全领域立法情况的基础上,从纵向和横向两个角度对我国现行核安全法律体系进行了剖析,进而分析中国现有核安全法律体系存在的主要问题:基本法迟迟未能制定,核安全法律法规体系缺失高层法律依据;配套性法律法规不完整,核安全法律法规体系内容尚待完善;技术性文件体系不完善,技术体系与核安全法规体系脱节。并从完善体系设计、优化体系结构、协调体系内容三个层面提出了完善中国核安全法律体系的对策。

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：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

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：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。