简介：本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

简介：简要描述了美国核电厂运行技术规格书的发展过程,对近期跟踪的几项美国西屋压水堆核电厂运行技术规格书的修改做了简要介绍,并对修改的内容进行了探讨。

简介：目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中，需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容，并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求，提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议，以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。

简介：本文给出了核电厂信息安全的概念和内涵,研究了IAEA和NRC对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,分析了我国法规对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,对强化数字化仪控系统信息安全监管要求提出了建议。

简介：安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。

简介：

简介：核设施流出物监测和环境监测体系是核设施安全体系的重要组成部分,随着我国核电建设的不断发展,监测技术和能力也得到了长足的发展,但仍然存在一些问题。通过对低水平监测中存在的问题的分析,并调研美国和欧盟对此问题的处理方法,给出我国解决监测中探测限问题的思路和建议。

简介：

简介：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。

简介：医用电离辐射已经成为全球最大的人工辐射实践。本文针对医院核技术应用项目的特点,阐述了医院核技术应用项目环境影响评价的内容,包括环境影响因子识别、采用标准、环境影响分析和污染防治措施等;提出在进行医院核技术应用环境影响评价时,应重点关注从事介入操作的医务人员和核医学科的患者陪同人员所受的剂量。

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：介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。

简介：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

简介：本实验的目的是研究北京同步辐射装置（BSRF）的XRF实验装置对地质样品中的元素、特别是对轻元素的检测能力，并探讨利用目前这套装置检测流体包裹体样品时的若干问题。样品是以国家标准物质GBW07106为基体，加入一定量的NaCl,KCl，混合均匀后压制成的厚样片。测量在BSRF的XRF实验站进行，储存环电流约为40mA。样品与Si(Li)半导体探测器的距离为2cm。同步辐射源的束斑为20×20μm^2。实验在大气条件下进行，采谱时间为200秒。计算了各元素的相对检出限、采样深度、采样量和绝对量检出限（达10^-8-10^－10g)；并讨论了现有条件下分析流体包裹体样品时的可测量元素范围、包裹体深度的测量方法及深度对元素XRF强度的影响，实验设备的最佳几何配置等问题。

简介：近几年,随着核与辐射安全监管工作的不断深入,江苏省核技术应用项目环境影响评价工作取得了很大进展,但管理中也存在一些问题与不足。本文通过介绍江苏省核技术应用项目环境影响评价管理现状,对存在问题及相关对策进行了分析和探讨。

简介：

简介：准确、合理的辐射剂量评估工作是实现核电厂辐射安全目标的重要手段,本文描述了对核电厂工作人员的职业照射进行评估的基本方法,对目前剂量评估中的一些技术问题进行了探讨。

简介：本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB14569.1—93《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》和GB7023-86《放射性废物固化体长期浸出试验》放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议。