简介：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。

简介：介绍了进口核安全设备安全检验工作的目的、法规依据以及现阶段安检实际工作中存在的主要问题,最后对安全检验工作提出了建议.希望通过内容的介绍并结合安全检验工作的现状,推动安检试验工作的深入开展,逐步实现独立验证.

简介：

简介：为保证国产化的核电厂集散控制系统（DCS）的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认（V＆V）过程.为使V＆V过程顺利进行,建立适用的V＆V体系是十分必要的.本文提出了V＆V体系的建立,该体系包括：明确具有层级关系的V＆V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V＆V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V＆V独立性、人员资质和工具的要求.该V＆V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义.

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：中核集团科技与国际合作部于2005年3月30日-31日在北京召开核工业铀化合物成分分析能力验证通报会(以下简称“能力验证”)。参加会议的有核燃料部、铀业公司主管计量的领导及有关单位和所有参加”能力验

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：风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果：在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型：提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。

简介：应用RELAP5—3D程序对西安交通大学的临界流实验模型进行了计算。由于RELAP5-3D程序没有考虑入口效应，在计算孔板及短管道时结果存在较大偏差。且程序采用均相热平衡声速，在低过冷度计算时结果偏低。另外过冷喷放系数对于长管道临界流计算结果的精确性有比较大的影响，需要根据经验选择合适的喷放系数。

简介：核设施放射性流出物数据是核安全监管和应急管理的重要依据之一。XML技术是实现统一流出物数据交换规范的有效工具,有利于数据的汇总、统计和分析,强化对流出物监管的时效性。本文首先介绍了XML概念、流出物数据建模方法的选择,然后着重介绍了流出物模型建立的过程,最后展示了建立的模型以及应用情况。

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。

简介：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

简介：数字化控制是核电发展的必然趋势，核电厂数字化控制系统（DigitalControlSystem，DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性，以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能，需要关注安全工程领域的新研究成果，将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-TheoreticAccidentModelingandProcesses，STAMP）安全模型，对比分析了其与传统安全模型的优缺点，说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-BasedHazardAnalysis,STPA）技术的基本步骤，并根据STAMP在国内外的应用情况，对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。

简介：加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行，具有次临界固有安全性，同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点，被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生，束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动，从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上。提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT，通过用户自定义功能（UOF）将中子动力学模型（PKM）和燃料棒瞬态热分析模型（PTM）集成进入FLUENT软件中，完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD／NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证，关键校验参数与发布结果吻合较好，最大计算误差为5．2％，与国际同类功能的计算程序相当，模型具有一定的可信度，可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。

简介：1核电产业总体形势和核电标准的重要作用核电是一种清洁、高效、优质的现代能源,发展核电对优化能源结构、保障国家能源安全具有重要意义.自从上世纪七十年代国务院决定发展核电以来,我国核电从无到有,得到了很大的发展.目前已投运核电机组15台、装机容量1254万千瓦,在建机组29台、装机容量3161万千瓦,在建规模居世界首位,初步形成压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运行管理能力.

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：本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明：堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统（ReactorCoolingSystem,以下简称RCS）系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱（CoreMakeupTank,以下简称CMT）系统投入时间延迟非能动余热排出系统（PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR）提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

简介：本文旨在通过蒙特卡罗(MC)理论模拟计算方法来确定地面放射性测量模型标准(Y系列模型体源)表面中心点上方不同高度的剂量率/比释动能率,为将我国地面放射性测量模型标准转化为环境电离辐射模型体源标准提供理论依据。在建立MC数学理论模型的基础上,采用MCNP模拟计算软件计算Y系列模型体源表面中心点上方不同高度的空气吸收剂量率/空气比释动能率,由此,拟合出了能客观反映我国模型体源表面上方单位放射性核素含量的空气吸收剂量率/空气比释动能率,并对其计算结果与其它实验方法实测的结果(G(E)函数法、高气压电离室法、TLD法)进行了比对,比对结果在10%内符合;同时对其计算结果的不确定度进行了评定,其合成标准不确定度为3.0%。

简介：科研院所中的核科研工程项目质量管理体系的策划和建立主要应满足所需遵从的强制实施的核质保法规及相关标准的要求，以及核科研工程项目特点的需要。文章通过在项目实施过程中对以上两方面的经验分析与总结，阐述了见解，并提出了核科研工程项目质量管理体系构建实施中遇到的共性问题和体会。