简介：本文研究了核安全规划中关于＂实际消除大量放射性物质释放的可能性＂这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对＂设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性＂的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^-7/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^131I的放射性释放定为＂大量放射性释放＂。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足＂实际消除＂安全目标。

简介：《民用核安全设备监督管理条例》明确规定民用核安全设备设计制造等活动单位需要申请领取许可证或进行注册登记.国家核安全局修订颁布了相应的部门规章和配套文件.本文简要列出了申请许可证和注册登记单位的基本条件,讨论了许可证和注册登记审查过程中遇到的一些问题.

简介：中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅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。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。

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：龙卷风是在核电厂选址、设计和安全评价中需要考虑的重要外部自然事件,对于可能发生龙卷风的厂址区域,应对设计基准龙卷风进行评价。本文针对我国7个滨海厂址,按照核安全导则HAD101/10中的龙卷风风险度评价方法,计算了7个厂址的设计基准龙卷风风速,并定量分析了设计基准龙卷风风速对拟合样本区间和高强度样本评级的敏感性。结果表明,高强度级别的龙卷风累积频数分布是否满足对数线性规律决定了设计基准龙卷风风速计算结果的稳定性。对于计算结果不确定性较大的厂址,本文给出了评价中应关注的问题和采取的对策。

简介：结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(SafetyofNuclearPowerPlants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。

简介：西屋核电站标准技术规范具有安全理念清晰、定义准确、条目简单、易于执行以及多年的实践等特点。本文主要阐述西屋核电站标准技术规范与法国的技术规范之间的较大的差异，对该方面的问题提出了一些建议。

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：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

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：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：本文从审评遇到的实际问题出发，给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定，介绍了各种不同应急给水系统的设计，以及不同配置在多样性问题上的考虑，最后从全厂断电及共模故障的基础上论证了应急给水系统多样性设计的必要性。

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：多样化驱动系统（DiverseActuationSystem,简称DAS）作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列（Field-ProgrammableGateArray,简称FPGA）技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。

简介：针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。

简介：“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

简介：介绍了铀矿开采废物的组成,重点分析了铀矿山采矿废物最小化管理技术,并给出了加拿大和法国废物最小化管理的实例。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

简介：核外堆是核电站重要的保护部件之一，随着科学技术发展，对核技术要求愈发急切，介绍核外堆技术和核探测器技术应用实例。而其中探测器是核外堆重要组成部分。所以对相关技术要求也越高。

简介：乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。