简介：根据核电厂换料大修的特点,介绍大修经验反馈的可行性和必要性,同时按照时间节点,将大修经验反馈分成大修前、大修中和大修后3个阶段分别进行详细说明和讨论,并分别对其反馈方式、可行性等方面内容进行研究。最后总结了目前大修经验反馈工作中存在的主要问题和不足,并提出了改进方法的建议。

简介：台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确定鉴定工况条件种类及数量,保障了鉴定执行的可行性;首次将设备鉴定运用到严重事故阶段,实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障.

简介：日本福岛核事故后，在已有应急响应体系相关法规及标准基础上，安全当局对应急指挥中心进一步明确了通用技术要求。为形成合格的应急指挥中心设计方案，首先对核应急相关法规进行全面分析，制定设计所需达到的整体目标，随后细化各类功能配置需求，过程中将融入在役设施运行经验和国家最新核安全技术要求。针对特定项目，将结合厂址特征及核电厂营运单位应急工作特殊性开展厂址适应性设计。通过上述工作逐步将各类规范要求转化为具体、可操作的功能需求和设计原则，形成完整的设计方案。

简介：核电厂低水平放射性废水的排放是放射性核素进入和污染环境的重要来源。本文以目前商用核电厂的主要堆型为例,详细阐述了压水堆核电厂放射性废液的来源、水质特征、核素种类和含量等。选取我国大亚湾核电厂和岭澳核电厂,具体分析其放射性废水的来源、废水量、核素组成和其他无机、有机污染物的特征。鉴于放射性核素的特殊毒害作用,需要加强对放射性废水的长期、细致的监测,并进行高效处理,以保障公众和生态环境的安全。

简介：核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱.鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用“欧洲用户要求（EUR）”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同“大量释放”间的关系.研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考.

简介：2004年11、月1日至5日，巴基斯坦核安全管理机构4名专家访问了国家环保总局核安全中心，并与核安全中心、机械研究设计院、苏州核安全中心7位专家就核级压力容器取证问题进行了会谈。巴方专家介绍了核监管当局及生产厂家为核级设备取证所做的工作，中方介绍了在新法规的要求下，核级压力容器的生产的监督审评的程序和范围等工作。

简介：为了帮助理解GB14585《铀、钍矿冶放射性废物安全管理技术规定》及其支持性标准EJ/T683《铀、钍矿冶放射性废物的安全管理》,现将国际原子能机构第85号安全丛书的译文陆续登出,以供参考。

简介：本文针对国防科技工业信息安全面临的威胁,如何利用信息安全技术防止敏感信息泄露以及加强保密管理,建立信息安全保密管理体系进行了阐述。提出只有促进信息安全与保密管理相融合,才是实现国防科技工业信息安全保密的唯一可靠手段。

简介：文章对完善核安全设备制造质量管理流程、持续改进企业自身质量管理体系的过程进行了总结,针对核安全设备制造过程中存在的典型问题,分析了产生的原因,确定了改进方案和实施措施,并且评价了方案处理结果和采取措施的有效性.持续改进的活动使企业有能力承担更多的核安全设备制造任务,文章中总结的经验也可供其他企业的质量管理借鉴.

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：本文结合中国广东核电集团安全生产管理实践,对现代企业制度下国有大型企业集团安全生产管理模式进行了探讨,提出了企业集团的安全管理组织框架、管理规定和相应的考核措施。

简介：针对核电厂闸阀的锅炉效应现象，探讨了其产生机理、安全影响以及具体的解决方案，并以具体实例对其进行了分析和说明。

简介：核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全。人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂（EPR堆型）PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法。

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：通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。

简介：筛选并研究了17起国外核电厂外部水淹事件,从引发外部水淹的因素到外部水淹对核电厂厂房、系统、设备的影响,对核安全的威胁,5个方面分析了外部水淹事件的特点,同时结合福岛核事故在外部水淹方面的经验教训和事故发生后各国的应对措施,提出了提高我国核电厂应对外部水淹能力的建议。

简介：发电机密封性试验是氢冷式发电机组启机前的一项重要工作。文章以秦山第二核电厂1#、2#机组为例，根据该厂发电机运行现状，结合发电机内部结构，详细分析拖延发电机密封性试验时间的原因，并提出对应解决方案。

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：本文介绍了秦山核电基地针对日本福岛核事故后我国核电厂安全改进行动设计的一种应急补水装置;通过对核电厂严重事故状态下的应急补水要求所做的技术分析,进行了装置的整体方案设计及专用设备选型,并做了相应的创新设计.经过核电厂现场的试验测试,验证了该装置满足设计要求,可以在丧失交流电源情况下为核电厂提供应急补水从而为在严重事故情况下核电厂的安全提供保障.

简介：1引言核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保