简介：介绍了田湾核电站全尺寸模拟机的软硬件情况,给出了全尺寸模拟机维护维修的一般策略,并详细分析了田湾核电厂全尺寸模拟机维护维修的具体实施方法和应对措施.

简介：本文以我国核电厂效益为研究对象,从经济、社会、环境三个维度进行了简要分析和论述,总结了目前我国核电厂的效益现状,并从核电行业监管状况及核电技术发展状况两个角度对核电行业效益保障情况进行了概述,提出了核安全是保障核电效益的基础,遵守《核安全法》是确保核安全基础的建议,并对后续国内核电总体效益提升进行了探讨。

简介：在从美国三哩岛事故到日本福岛核事故的30多年时间里,世界各国研究人员一直在对核能公众接受性进行研究。本文对核能公众接受性的研究方法进行了梳理,分别对核能公众接受性研究方法的理论基础——社会调查方法、结构方程模型,以及现有的不同阶段核能公众接受性研究方法与其心理学本质进行了介绍和评析,按照研究深度及起始时间综合考虑,将现有研究方法分为3个阶段,并指出了这些研究方法对当下研究工作的意义,总结并展望了核能公众接受性研究方法的发展趋势。

简介：四价铈Ce（IV）去污虽为一种高效的放射性污染金属去污工艺,但其产生的废液存在残留Ce（IV）腐蚀设备的安全隐患,废液中NH3的释出影响环境和人体健康,废液中含有的有机质影响后续处理工艺等问题均值得关注。研究表明,残留Ce（IV）可通过还原法消除其腐蚀问题,加热煮沸废液可有效去除NH3,臭氧氧化处理工艺能显著分解废液中所含的有机质。

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：根据参加的相关审评和监督活动的经验，说明在审评和监督过程中所采取的思路和策略，同时也澄清了就检验方法替代申请所产生的若干问题，并提出了一些建议。

简介：反应堆操纵员是核电厂安全稳定运行的基本保证，对操纵员的筛选、培训和考核尤为重要。但随着核电的发展，以及社会民众对电厂安全性要求的提高，目前我国的反应堆操纵员的培训与考核在某些方面已逐渐不能适应我国核电发展的需求。笔者分析了现阶段我国操纵员考核制度、培训手段、选拔方式等方面的不足，结合我国核电发展对操纵人员的要求，提出操纵人员考核及管理体系可优化性、加强复杂工况培训以及重视操纵员心理素质等方面的一些观点。

简介：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

简介：根据压水堆核电厂严重事故发生机理，基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段，针对AP1000和二代核电厂进行比较，在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同，最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

简介：介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。

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：根据国际原子能机构（IAEA）新发布的《工业射线探伤辐射安全》安全导则草案关于γ探伤安全评估、检查与维护等方面的要求,结合国内情况给出了关于γ探伤的几点思考,以便为提高我国工业射线探伤单位辐射防护水平提供指导。

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：硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚的化学类别进行了分析，根据调研给出了可能的排放量。结合对环境生物、空气中氚的监测经验，分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测的可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进的有关建议。

简介：为对我国核电厂选址、水资源论证及用水指标提供参考，本文调研了美国核电厂的冷却方式、取水量和相关水资源问题，分析了美国在核电厂取水等方面的法规标准要求。美国核电厂水资源条件有较大的差别，近年来部分地区已开始逐步淘汰直流循环冷却方式。分析了不同冷却类型核电厂的取水水平，直流循环冷却方式和自然通风冷却方式的取水水平分别约为4．8xl0-2m3·S-1·MW-1和1.2x10.-3m3·S-1·MW-1。

简介：电厂运行状态（POS）分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。

简介：通过分析中国核承压设备国产化现状及存在的主要问题，提出只有充分总结和汲取过去发展核电的成功经验和深刻教训，切实采取制定国家核电发展长远和总体性规划、加大核电设备设计和制造科研攻关经费投入、强化核电设备国产化基础、加强核安全监管能力建设等措施．中国核承压设备才能真正实现国产化，核电产业才能持续发展。