简介：结合目前＂快堆＂升温的情况,简要介绍了＂中国示范快堆项目＂的拟选厂址情况,包括位置、气象和地质等。以期引起大家对快堆的商用进展情况的关注。

简介：研究堆首次综合应急演习选取燃料组件烧毁作为初始事件,最高响应等级达到厂区应急状态。演习由研究堆主管所组织,厂区内全体人员参加,模拟白天研究堆满功率连续运行时燃料组件突然烧毁的应急响应。通过演习,发现并解决了存在的一些问题,证明了研究堆应急计划的有效性。

简介：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。

简介：极低放废物所含放射性水平很低,可以采用简易和经济的填埋方法处置。本文概述了区分极低放废物的意义,极低放废物的定义和限值,介绍了国外极低放废物的处置方法,并对我国的极低放废物处置提出了建议意见。

简介：介绍了四代反应堆的分类与特点,简述了第四代反应堆中唯一使用液态燃料的熔盐堆工作原理。基于与其他使用固体芯块燃料反应堆的比较,主要简述了熔盐堆更高的固有安全性特点,以及熔盐堆在燃料供应、废料最小化、防止核扩散诸方面的安全性优点以及熔盐堆发展面临的问题和挑战。说明了由于熔盐堆较高的工作温度使用布雷顿循环,提高热效率的优点。基于熔盐堆的燃料循环,简要叙述了钍基熔盐堆在钍-铀燃料循环应用中的优点及面临的问题。

简介：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

简介：核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析：建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。

简介：本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.

简介：借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率（PTOP）和无停堆保护瞬态超功率（UTOP）进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。

简介：秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.

简介：在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于^235U裂变产物放出的高能Y光子会与^9Be发生（γ,n）反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响.本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响.研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响.

简介：反应堆中的石墨废物体积庞大并且含有长寿命放射性核素,是放射性废物管理的难点。本文介绍了国际上放射性石墨废物处理技术、部分国家石墨废物处置策略和替代方案研究的进展;分析总结了石墨分类处理处置策略、适用中等深度处置的废物最小化发展方向;最后对我国在反应堆石墨废物处置方面所面临的挑战和相关研究提出了展望和建议。

简介：探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10~（-8）的建议。

简介：本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法．对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论，并给出了一个初步的放射性总量估算方法．并与实际值进行分析比较，对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。

简介：为了配合ORIGEN2计算原始数据准备,采用MicrosoftAccess建立300#堆运行历史数据库.简化后只用一个表记录反应堆的运行历史.每盒燃料组件的表单只记录其经历的装载历史,最多不超过20条.表单之间用字段"装载ID"联接.对统计和录入中可能出现的两类错误,各建立一个查询,用于自动检索错误.对每盒燃料组件,建立查询,根据组件装载历史表单从总反应堆运行历史表单中采集数据,并将数据以文件文件形式输出,用编制的运行历史数据处理程序,将数据转换为0RIGEN2计算需要的运行历史输入数据.

简介：主要是从CANDU堆停堆大修期间的核安全管理方面论述CANDU大修期间的核安全要求及依据以及制定这些核安全要求的背景。其内容包括对停堆大修核安全要求这个管理程序的介绍，CANDU堆大修期间存在的核安全风险及应对措施等。

简介：本文概述了国内外有关研究堆老化管理的法规、导则及系列指南文件,介绍了目前我国研究堆老化管理工作(寿期论证、定期安全审查等)的开展情况及取得的成效,并从加强法规建设、推进系统老化管理、加强老化技术研究、推进相互合作等几方面对加强我国研究堆老化管理工作提出了若干建议.

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：堆芯冷却监测系统（CoreCoolingMonitoringSystem,简称CCMS）用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统.北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程（E0P）向状态导向规程（SOP）过渡的需要.改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠.这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用.改造方案可供同类系统改造借鉴.