简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

简介：核电厂设备安全分级是核电行业中关键的基础性课题。本文阐述了国内核电厂设备安全分级的特征，并根据安全分级的现状对安全分级的内容和各类分级间的对应关系进行了分析和研究。研究成果可为深入了解国内核电厂设备安全分级以及建立完善统一的分级体系提供参考。

简介：由于运行规程文件体系的复杂性、运行规程对核电厂安全运行的重要性,为了充分保证运行规程的正确性和规范性,实现核电厂运行规程的标准化开发是十分必要的.本文基于规程体系和内容结构的分析,对CAP系列核电厂运行规程标准化开发的需求进行了分析,通过程序设计和代码实现开发了规程标准化开发工具并建立了规程标准化开发平台.规程开发人员能够通过平台应用使开发出的规程文件标准化、规程重要技术内容信息化,并在后台实现数据管理.实践表明,运行规程标准化开发平台能够有效提高规程的质量和开发效率,满足核安全法规对运行限值和条件的跟踪、配置管理要求,能够从设计源头降低主控室操纵员出现人因失误的可能性,对保障核电厂的运行安全有重要意义.

简介：简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。

简介：本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结与思考，基于铀浓缩系统的相关设计，采用概率安全评价（PSA）技术中主逻辑图推导法，初步找出始发事件，为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。

简介：本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略，简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状，指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化，可能在基准事故工况下生成大量碎片，提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力，以及滤网堵塞的临界碎片量，量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系，决定维修时机和维修优先级。

简介：研究堆首次综合应急演习选取燃料组件烧毁作为初始事件,最高响应等级达到厂区应急状态。演习由研究堆主管所组织,厂区内全体人员参加,模拟白天研究堆满功率连续运行时燃料组件突然烧毁的应急响应。通过演习,发现并解决了存在的一些问题,证明了研究堆应急计划的有效性。

简介：本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明：堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统（ReactorCoolingSystem,以下简称RCS）系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱（CoreMakeupTank,以下简称CMT）系统投入时间延迟非能动余热排出系统（PassiveResidualHeatRemoval,以下简称PRHR）提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.

简介：针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

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：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：

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：国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。

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：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。