简介：通过对AP1000技术与传统压水堆物项的安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级的方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析，得出AP1000各种分级既保证安全，又经济合理，而且提出AP1000技术国产化过程中，应制定符合国情的质量保证分级方法和相应的质量保证要求。

简介：结合黑龙江省科学院技术物理研究所在核安全文化建设方面的实践与经验，对核安全文化的内涵、特征、发展阶段和建立过程进行了分析，讨论了核安全文化建设对核技术利用单位的重要性，强调所有从事核与辐射安全相关的单位或个人，均应具有良好的核安全文化素养，保证核安全文化建设在核技术利用单位的应用和发展。

简介：研制一套具有自主知识产权的新型桶外水泥固化技术,运用头脑风暴法提出不同方案,进一步进行理论分析比较,确定了间歇式桶外圆柱形混合器为最终研制方案.通过对最终方案进一步细化分析比较,设定研制目标,制定对策及实施,成功的研制出新型的间歇式桶外圆柱形混合器,使得完成一次水泥固化不超过10分钟,填充率小于95％,打破了国外桶外水泥固化技术断地位及技术封锁.

简介：摘要：本文将我国《放射性废物安全管理条例》和俄罗斯《放射性废物管理联邦法律》进行了比较。通过总体立法思路、共有之处的规定差异、各自独有之处三个角度的比较，笔者将俄罗斯放射性废物管理法中值得借鉴的内容加以提炼总结，以供交流。

简介：国务院审议通过和发布实施《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》（以下简称《核安全规划》），是我国核能开发和核技术利用领域的一件大事，对于推动我国核能开发和核技术利用事业安全、健康、可持续发展具有十分重要的意义。

简介：核工业主要应用的机器人包括应急响应机器人、去污清理机器人、在役检查机器人、特定作业机器人等，本文对各国核工业机器人的研究现状进行了介绍，并分析核电厂机器人涉及的耐辐射性能、系统可靠性能等。

简介：随着核技术应用的快速发展,核与辐射安全监管的重要地位凸显,如何对辖区内辐射污染防治工作实施有效监管,构建完善的省级核与辐射安全监管框架体系,提高核与辐射安全监管能力,是省级环保部门需要面对的崭新课题。本文通过江苏省核与辐射监管体制创新、机制创新、能力创新和信息化创新等方面探讨,提出省级核与辐射安全监管模式,初步建立了我省辐射安全监管体系框架。

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：针对加工车间有数控机床数百台,机床每天需要补给大量的切削液溶液、润滑油,放长假期间还要对机床进行清理.在此过程中,耗时、费力、污染环境并存在安全隐患.结合现场调查提出活动目标,以提出方案并确定最佳方案为重点积极开展活动,通过制定对策并实施完成了多功能补给车的研制.

简介：介绍了核电安全目标设定的历史沿革及国内外核电安全目标的选取，分析了我国核电安全现状、面临的形势，对核安全规划中提出的核电安全目标可行性从技术、经济、社会的角度进行了讨论。

简介：核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全。人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂（EPR堆型）PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法。

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：介绍了核电厂通风空调系统安全分析的内容和要求，并结合二代改进型核电厂中一个典型专设安全设施通风空调系统的实际，具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中的关注点。

简介：介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题，同时分析了此类事件发生的原因，并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。

简介：探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定，对比现行中国可引用的法规之间在输入地震动要求方面的异同，并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时的对应关系，随后对各个法规的技术背景、要求及实际应用进行了评述，为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准的完善和修订提供参考。

简介：党的十六大以来，以胡锦涛同志为总书记的党中央坚持以科学发展观统领经济社会发展全局，坚持节约资源和保护环境的基本国策，深入实施可持续发展战略，创造性地提出建设生态文明的重大命题和战略任务，为我国实现人与自然、环境与经济、人与社会和谐发展提供了坚实理论基础、远大目标指向和强大实践动力，开辟了中国特色社会主义的新境界。

简介：核电厂温排水对生态环境造成的负面影响（即热污染）日益引起社会的关注，本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足，以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究，为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。

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：压力管卧式重水反应堆（CANDU6）具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平，并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间，需要对再循环冷却水系统（RCW）进行检修，则需要并投入其备用系统，但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却，不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下，慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况，本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较，评估是否会由于温度过高而导致系统失效。