简介：

简介：本真空控制保护系统是为北京同步辐射装置（BSRF）上的3W1高功率（总功率为2.54W）扭摆磁铁（Wiggler)光束线（包括前端区、3W1A和3W1B）而设计和建造的。主要建造目的是，保护北京正负电子对撞机（BEPC）电子储存环的超高真空系统和其它光束线不要受到在某一条光束线上突然发生的灾难性真空事故的破坏，以及保护无水冷却和冷却水意外中断了的光束线部件不要被扭摆磁铁发射出来的高功率同步辐射所损坏。此外，在活动水冷挡光罩关闭之前，为了防止快速阀的阀板因过热而被损坏，在快速阀中使用了一种熔点温度为1680℃的钛合金阀板。为了给扭摆磁铁光束线提供一个可靠的真空控制保护系统，系统设计是以F1－60MR型可编程序控制器（PLC）为基础的，PLC负责管理系统的状态监测、真空联锁、控制、自动记录和故障报警等。本文叙述了系统的设计。

简介：介绍了核与辐射安全法规标准制修订管理系统的基本需求,原型数据库系统的数据结构、终端软件的功能以及原型数据库系统的应用情况。

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：

简介：岭澳核电厂二期3号机汽轮机旁路系统（GCT）阀门，在机组调试阶段投自动（通过数字化仪表控制系统逻辑自动控制）后不断出现各种故障和问题。本文分析了GCT系统阀门的用途、重要性及其控制回路，重点分析了L3GCT121VV阀门故障引发机组自动停堆的事件，全面解释了GCT121VV阀门在投自动后产生的问题、事件的发展过程，并提出了对GCT系统阀门投自动后预防类似事件再次发生的思路。

简介：本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导.

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

简介：为进一步贯彻落实《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》中的相关要求,本文基于J2EE架构的注册核安全工程师执业资格管理系统实现了对其规范管理以及优化了工作流程。本文对系统设计中的关键技术进行了深入研究,实现了注册核安全工程师执业资格管理工作的全程信息化和流程化,极大提高了注册核安全工程师执业资格管理工作的规范性和及时性,提升了相关数据的准确性和全面性。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

简介：本文向用户扼要介绍了光束线3W1A及其实验站的辐射安全联锁系统的设计目的、设计思想、系统的功能作用和操作规则。本系统于1996年9月投入试运行，于1998年年底通过院级鉴定和验收。

简介：采用人力资源管理系统实施人力资源业务管理是现代企业最普及和成熟的办公方式之一。本文在探索标准化管理的基础上,结合中国核工业集团有限公司商网及单位发展的需要及管理工作的实际,提出了管理流程的标准化建议,在信息系统建设与设施过程中,实现建设原则、数据设计、管理流程、关键技术等方面的标准化应用,完成了单位人事基础信息、员工关系、薪酬管理、报表分析、勤假管理等基础业务流程的信息化应用,既提高了基础工作效率,又实现了信息共享,提升了单位的综合管理水平。

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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：2015年5月29日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了能源行业核电标准《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》送审稿审查会。来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参加了此次会议。

简介：2010年5月16日~19日,受国家能源局委托,核工业标准化研究所在广西北海组织召开了《核电厂核岛配电系统设计第1部分:总则》(修订EJ/T1134-2001)、《核电站电气设备水危害防护实用方法》、《核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装》(修订EJ/T534-1991)、《电缆贯穿挡火封堵件鉴定试验》(修订EJ/T674-1992)4项核电标准(送审稿)的审查会。本次审查会是核电行业标准化技术委员会(以下简称标技委)正式成立后的第一次核电行业标准审查会,国家能源局、环境保护部核与辐射安全中心、中核集团科技部、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院、核动力运行研究所、

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年5月12日在北京组织召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则》的专家审查会，来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司等10家单位的标技委委员、专家和代表参加了会议。

简介：该出版物是对两项安全导则的修订与结合，即IAEA安全标准系列No．NS—G-1．1和N0．NS—G-1．3。该出版物对以上两项安全导则发布后仪表与控制系统发生的改变进行说明。主要变化与计算机应用的持续发展相关，也与仪表与控制系统的安全、稳定和实际使用上必要方法的演变有关。此外，也将人因工程学的进展和计算机安全性的需求纳入考虑范围。

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：文章主要以堆芯测量系统为例，阐述了核电仪控设备国产化供应商在建立一体化管理体系时的困难和需考虑的因素，以及一体化管理体系对国产化进程的推进，并就体系建立的关键点进行了描述，可为同类型企业建立一体化管理体系提供借鉴.