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：简要介绍了日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故和事故原因分析，以及中国核电厂二回路的运行现状和对二回路流动加速腐蚀的研究现状，提出了中国应从中吸取的教训并提出了建议措施。

简介：2004年11、月1日至5日，巴基斯坦核安全管理机构4名专家访问了国家环保总局核安全中心，并与核安全中心、机械研究设计院、苏州核安全中心7位专家就核级压力容器取证问题进行了会谈。巴方专家介绍了核监管当局及生产厂家为核级设备取证所做的工作，中方介绍了在新法规的要求下，核级压力容器的生产的监督审评的程序和范围等工作。

简介：在乏燃料组件的运输和贮存过程中,如何有效地评估组件及承载设施对衰变热的响应是一项重要的工作。由于组件的结构复杂,考虑承载设施后的有限元模型会过于庞大,超过现有计算资源的承受能力。提出的改进方法将燃料组件等效为简单的固体导热模型,利用有限元方法得出AFA3G燃料组件的径向等效导热率,大大减低了计算成本,并与文献报道的国际通用的方法进行了比较。结果表明,在工程设计中,改进方法计算得到的等效导热率更为保守与合理。

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：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

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.

简介：本文介绍了在法国900MWeCP1-CP2系列核电机组定期安全审查中制定安全重要设备清单时确定安全分级所用的原则和方法。除了对分级清单增补机械设备和电气设备项目外，还引入了安全重要的非安全级（IPS—NC）设备的概念、原则和有关要求。

简介：本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规，列出了具体的比较、分析与评价表，并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。