简介：以流向事故传感器为例,运用可靠性技术对核工厂使用的专用传感器的失效规律进行分析,对失效分布数据进行了拟合计算,得到了传感器的特征寿命,从传感器结构方面进行了可靠性分析。

简介：本文通过对工艺自控系统故障测试和维修技术的学习,和在实际工作中通过对系统检修经验的积累,归纳总结了对自控系统及设备故障诊断和与维修的思路和方法,为保证系统运行的稳定性和可靠性提供了维修技术的策略.

简介：介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

简介：介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。

简介：给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。

简介：成像板是一种新型的集成式面探测器系统，近年来被广泛用于X光，特别是高强的同步辐射X光实验。为改善BSRF的探测条件和水平，最近BSRF购进了一套日本FujiFilm公司生产的BAS－2500成象板探测系统，提出供给广大用户使用。本文介绍了IP的工作原理、特性及应用，并对BSRF的IP探测系统作一简要介绍。

简介：介绍了核与辐射安全法规标准制修订管理系统的基本需求,原型数据库系统的数据结构、终端软件的功能以及原型数据库系统的应用情况。

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：以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。

简介：2015年5月29日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了能源行业核电标准《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》送审稿审查会。来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参加了此次会议。

简介：对核电厂中发生的几起止回阀失效案例进行了分析,阐述了＂基于概率风险分析目标对止回阀相关设计应用单一故障准则＂的论点。

简介：介绍了透射光栅在北京同步辐射装置3W1B光束线光源输出特性诊断中的应用，借助透射光栅进行了能量标定及分辨率的测量，并定性地给出了束线的高次谐波情况。

简介：介绍了核电厂蒸汽发生器设计中应考虑的安全问题，包括传热管材料的选择、支撑板材料与结构设计、防振架材料与结构设计、管子与管板的连接和热工水力结构的改进设计。最后还介绍了ALWR—URD对蒸汽发生器设计的要求。

简介：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统（PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS）原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明：恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

简介：数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。

简介：针对稳压器先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。

简介：本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法，并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析，将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较，以验证设计的合理性，结果证明二者基本一致。

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：秦山第二核电厂堆芯功率分布测量试验使用堆芯仪表系统（RIC系统）的4个移动微型裂变电离室入堆进行测量。由于制造公差以及探测器辐照历史不同等原因,4个微型裂变电离室的探测效率各不相同。为计算探测器之间探测效率的校刻因子,一般使用参考通道校刻法和交叉通道互校法。本文给出了几种校刻因子计算方法,并将所计算的校刻因子结果与法国CARIN程序校刻因子的计算结果进行了比对。

简介：尊敬的作者和读者：感谢您长期以来对本刊的支持!为适应期刊网络化和数字化发展的需要,缩短稿件处理周期,促进期刊出版的规范化和科学化,更好地为广大作者和读者服务,《核安全》期刊采编系统将于2017年9月1日上线,并正式投入使用。网址：http：//haqy.cbpt.cnki.net/。此系统将作为《核安全》唯一投稿方式,