简介：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。

简介：介绍了国际原子能机构(IAEA)同行评议的方法、范围，并简要介绍中国同行评议的结果。

简介：本文对核安全领域中纵深防御概念的产生和发展做了扼要介绍,并且对纵深防御概念存在的问题和争论进行了讨论.

简介：随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了mPower、NuScale、ACP100和NHR-I4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。

简介：民用核安全设备质量和可靠性对确保核设施安全运行至关重要.在新的形势下,应不断总结实践,分析客观存在的不足,研究落实核安全设备监管新举措,以强化监管,促进质量的提升,为核电安全高效可持续发展保驾护航.

简介：硼中子俘获治疗装置的核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置的辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自的优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便的安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统的架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。

简介：2008年4月3日，巴基斯坦核管会主席哈希米访问核与辐射安全中心，并与核与辐射安全中心主任陈金元会谈。会谈中双方就核安全审评技术支持问题进行了深入交流。巴方陪同到访的还有巴核管会和使馆的官员。会谈中，陈金元主任向巴方介绍了中国核电建设形势，并对双方下一步在设备制造监督、核安全技术审评等方面的技术合作问题交换了意见。

简介：近日，国家环保总局核安全司北方核安全监督站组织检查组赴田湾核电站进行2004年度年终例行核安全检查。检查组主要检查了田湾核电站调试阶段质量保证大纲实施的有效性以及调试试验项目的进展情况，提出组织机构的设置、调试委员会的职能履行以及调试试验项目与试验报告编写质量、设计修改控制等一批问题。

简介：文章简要介绍了全国核与辐射安全监管信息系统的前期规划建设情况,包括基本建设内容、系统总体架构、以及工作中发现的影响和制约工作开展的主要问题,并提出了建议。

简介：注册核安全工程师执业资格考试原则上每年举行一次。考试科目为:《核安全相关法律法规》、《核安全综合知识》、《核安全专业实务》和《核安全案例分析》4个科目。

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：20世纪80年代以后业界和学界逐渐开展核安全法律问题研究,研究成果多在2000年以后,2010年以后介入人员及热点增多。研究成果主要集中在对国际核安全法律及国外有关国家核安全法律制度的介绍、对加强我国核安全立法相关问题的研究以及对核安全法律法规中若干重要问题如废物处理与辐射防护、核损害责任等。总体来说研究数量、质量以及深度和广度都显不足,研究视角和方法较单一。

简介：注册核安全工程师执业资格考试原则上每年举行一次。考试科目为:《核安全相关法律法规》、《核安全综合知识》、《核安全专业实务》和《核安全案例分析》4个科目。为了方便考生复习和准备考试,本丛书编写委员会依据考试大纲的具体要求编写了此套丛书,由中国环境科学出版社出版。根据国内核与辐射安全学科的发展形势,经核与辐

简介：本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后。安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析，对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明，在发生大破口事故中，安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间，内置换料水箱隔间和上部隔间，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。

简介：本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性的前提下，对于常规厂房按照民用规范设计的方法，进行SSE作用下保持完整性的校核计算提出一个简单的思路。

简介：日本福岛核事故已过去一年,核事故造成的影响依然在延续,专家和学者对福岛核事故从管理、技术、文化及应急响应等角度进行了探讨和深入研究,各国监管部门进行核安全综合检查和相关的压力测试,核设施的纵深防御概念在延伸和拓展,从福岛核事故再次审视核安全的政府、法律和监管框架,对于风险社会下核安全水平的提升意义重大而深远。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件套筒与补强板焊缝,焊接完成后经UT检验,发现存在大量危险性Ⅰ类缺陷,主要为裂纹、未融合、条渣、气孔等类型.通过统计分析,焊接缺陷主要集中在内侧焊缝套筒母材侧融合区,偏向于仰焊位置.本文主要从焊接工艺、施工作业条件等方面对缺陷产生的原因进行分析,得出通过对焊材选用、焊前预热方式、坡口设计、焊接工艺、电气贯穿件安装次序等方面的改进,可以很好的改善电气贯穿件焊接质量,这对后期核电建设具有一定的借鉴意义.

简介：《核安全与放射性污染防治＂十三五＂规划及2025年远景目标》为我国新时期核安全工作提供了顶层指导。在＂十三五＂这一重要发展机遇期,核安全国际合作要做到对外切实维护国家利益,对内有效促进中心工作,为规划实施做好支撑和服务。本文回顾了国际合作在我国核安全监管历史上的重要作用,提出新时期国际合作的三条工作主线和着力加强的两方面基础性工作。