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：在核材料衡算核查过程中,核材料偷盗者拥有核材料的时间和其被揭露的可能性是两个相互矛盾的因素,对此两因素进行优化可以得到核材料核查的最佳时刻.另一方面可以运用数理统计的方法,观察数据是否具有随机性和是否遵从正态分布来判断初始数据的真伪.

简介：为贯彻落实《中华人民共和国突发事件应对法》，提高民用核设施的应急准备和应急响应水平，国家核安全局对1989年8月发布的HAD002／01《核动力厂营运单位的应急准备》，1991年8月发布的HAD002／06《研究堆应急计划和准备》和1993年7月发布的HAD002／07《民用核燃料循环设施营运单位的应急计划》三项核安全导则进行了修订。

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：与传统的误差分析方法相比,基于抽样的不确定性及敏感性分析具有较大的优势。本工作通过耦合DAKOTA程序和水膜蒸发试验数据分析程序,开发了水膜热态试验误差分析方法,计算得到了试验目标参数水膜蒸发换热乘子的不确定性范围,并且分析了试验测量参数的不确定性对蒸发换热乘子不确定性的影响。计算结果表明,水膜入口流量、入口风速以及平板表面温度是主要的不确定性来源。这为优化试验测量系统,减小试验误差提供了定量支持。该方法可以用于其他试验误差分析以及参数重要性分析。

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：本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规，列出了具体的比较、分析与评价表，并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。

简介：本文介绍了在法国900MWeCP1-CP2系列核电机组定期安全审查中制定安全重要设备清单时确定安全分级所用的原则和方法。除了对分级清单增补机械设备和电气设备项目外，还引入了安全重要的非安全级（IPS—NC）设备的概念、原则和有关要求。

简介：对＂实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放＂安全目标的准确定位,是正确理解HAF102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出＂十三五＂期间新建核电的安全目标和HAF102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。

简介：核能利用是人类能源科技文明发展的必然选择,作为一种清洁、低碳的能源,核能在优化能源结构、促进节能减排、减轻资源约束等方面具有不可替代的作用.然而,核能的应用不可避免要面临着核安全风险.保障核与辐射安全是实现核能核技术利用事业可持续发展的前提和基础.作为核与辐射安全监管工作开展的主体,国家核安全局的中国梦就是保障核与辐射安全,助力生态文明建设,保障人与环境健康和谐发展.深入总结经验教训,创新监管理念、方法和举措,谋划核与辐射安全监管发展策略是应对核与辐射安全新形势、全力推进核与辐射安全监管工作的必要途径.

简介：风暴潮引起的灾害是中国沿海地区最严重的自然灾害之一，也是滨海核电厂址中设计基准洪水的主要起因事件。本文介绍了风暴潮评价的两种方法：确定论法和概率论法，并结合中国已有的工程实践对两种方法进行了分析和比较。

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：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：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：在遵循核安全法规的要求的基础上,确保大修质量受控,优化大修进度管理,对大修项目进行合理控制;从历史数据中设置缓冲区模型;考虑资源约束下的大修项目管理,结合秦山核电大修实践经验,将关键链技术引入秦山核电大修项目进度管理中,具有借鉴和实践意义。期望为其它核电站大修提供有益的借鉴。

简介：针对我国目前有大批高活度60Co放射源面临退役的情况，对其存在的问题进行了分析，并对其解决方法进行了探讨。