简介：考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义,列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请,并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍,同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。

简介：本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。

简介：为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象，本文以AP1000为例，对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段，并基于核电厂设计进行了系统分解；通过对法规进行技术分析，获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标；通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断，得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明：非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段；主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标；在系统部件内识别出的热工水力现象，按其对评估指标的影响程度，可进行现象重要度排序。

简介：当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,简称IVR）的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

简介：从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点。通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法,使得该低压安注泵能够满足该核电厂运行要求。

简介：简述了云计算的概念、服务类型、实现方式等关键技术，结合核事故应急系统平台升级建设的需求，提出了建设私有云计算平台的应用设计，并对其在安全性和数据灾备方面的特点进行了分析。

简介：江苏省城市放射性废物暂时贮存库于1993年建成投入使用。到目前共收贮了300多家单位的2000余枚5类以上的放射源，涉及的核素有钴-60、铯-137、铱-192、镅-241、钷-147等。

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：工业γ射线探伤放射源相比其他核技术利用行业用放射源，由于其体积小、重量轻、便于携带等特点，在管理不善情况下，更容易发生事故并产生较大的危害。本文简要总结了我国及其他国家工业γ射线探伤应用中的辐射事故教训，分析事故发生原因，提出工业探伤放射源的管理建议以减少因放射源失控造成的辐射事故的发生。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

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：对于蒸汽发生器传热管破裂事故，现有的分析主要是计算对于环境的释放量，并分析至一、二回路压力平衡，而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础，将分析拓展至安全停堆状态，并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明：对于我国的CPRl000系列堆型，与SGTR短期阶段不同，在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入，这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。

简介：我国在核能发展的政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会的方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断.本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正.改进后的德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性的主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点.共邀请20位有代表性的权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展的主要因素,并成功判断出14个为“十三五”期间促进我国核能发展的正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展的负面因素.得出了“十三五”期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展的复杂情况下成功应用的三个关键.

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：对于核设施，国家实行许可证制度。根据核安全法规要求，在许可证申请阶段，营运单位须组织开展事故分析工作，论证核电厂的安全性。与之类似，核动力船舶在船舶入级与核动力装置执照申请阶段，也须开展事故分析。本文对两类民用核设施事故分析的范围和内容开展研究，并比较分析其主要差异项，相关结论可作为浮动核电厂事故分析论证及标准规范建立的参考。

简介：文章简要介绍了全国核与辐射安全监管信息系统的前期规划建设情况,包括基本建设内容、系统总体架构、以及工作中发现的影响和制约工作开展的主要问题,并提出了建议。

简介：本文介绍了核电厂电气二次系统技术的发展趋势及其面，临的网络安全威胁问题；分析了国家能源局对核电厂电气二次系统安全防护部署的强制性技术监管要求；通过解析核电厂电气二次系统的设备现状，研究出一种可实际部署在核电厂的电气二次系统的信息安全监管平台方案，并进一步探讨了该方案的后续发展趋势。

简介：20世纪80年代以后业界和学界逐渐开展核安全法律问题研究,研究成果多在2000年以后,2010年以后介入人员及热点增多。研究成果主要集中在对国际核安全法律及国外有关国家核安全法律制度的介绍、对加强我国核安全立法相关问题的研究以及对核安全法律法规中若干重要问题如废物处理与辐射防护、核损害责任等。总体来说研究数量、质量以及深度和广度都显不足,研究视角和方法较单一。

简介：调查了世界主要有核国家的《原子能法》,分析了其立法目的和主要内容,发现这些国家该法的基本内容和立法目的有所差别。通过对比分析,认为各国《原子能法》大致可分为3类,对我国《原子能法》制定工作提出了5条建议。