简介：水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。

简介：石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能，早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆，现在要安排退役，退役废石墨的处理和处置，成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大，放射性活度大，它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题，为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。

简介：介绍了乏燃料后处理厂不稳定化合物＂红油＂（采用的萃取剂磷酸三丁脂TBP和稀释剂及其它们的降解产物与来自硝酸或相关重金属铀或钚的硝酸盐之间的反应）的形成及其引发的爆炸机理,简要概述了在世界范围内后处理厂发生的重要的相关爆炸事件或事故,对具有代表性的高放废液蒸发器发生这类事故进行了后果评价,并阐明了后处理厂为避免＂红油＂爆炸发生而采取的主要安全控制措施。

简介：秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.

简介：反应堆退役将产生大量放射性废物金属，熔炼处理可使其减容、再循环再利用，以大量减少放射性废物处置量，回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点，但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物。

简介：以埃克松后处理厂为例,从工艺流程特点、安全重要物项、废物管理量、辐射防护要求及职业照射剂量、临界安全控制、设备性能、保护系统设计、事故特点等方面,简单地比较了后处理厂与核电厂、其它核工厂及普通化工厂在安全方面的异同,初步归纳了后处理厂的安全特点.

简介：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。

简介：介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。

简介：数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。

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：江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.

简介：本文描述了田湾核电站1号机组蒸汽发生器传热管缺陷的处理过程,北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督和在缺陷处理完成后的进一步监督工作.

简介：本文着重阐述了安全管理的组织结构、思想、制度、措施、知识和方式方法，介绍了安全管理的不断完善、巩固、发展和自然安全屏障在创新中得到了巩固的情况。

简介：秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.

简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。

简介：结合核电厂前期选址工作中的经验,通过具体案例,从概率评价的计算方法到参数的选取,对飞机坠毁的概率评价问题进行了讨论。结论指出,从目前到2020年,典型核电厂址区域内坠机概率的量级介于10-9和10-8之间,小于筛选概率水平10-7,厂址区域内坠机事件不构成厂址成立的颠覆因素。

简介：国家核安全局于1995年发布了《核设备抗震鉴定试验指南》（HAF·J0053）,对我国核设备抗震鉴定工作起到了很好的指导作用.《指南》的“多频波法”要求“由每个人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz至24Hz范围内的功率谱密度（PSD）曲线必须包络由要求反应谱计算出的对应频率范围的功率谱密度80％的曲线”.但如何根据“要求反应谱”推导出具有合理保守性的可接受的“功率谱密度”是至今尚未解决的问题,这给核安全监管工作带来很大困惑.本文首先从编制《指南》的主要参考蓝本入手,分析了功率谱密度要求的意义及必要性；然后从反应谱和功率谱密度的定义和计算方法着手,结合“合理保守性”的监管原则,探讨从“要求反应谱”推导“最低可接受功率谱密度”的方法；最后,对我国今后相关的规范标准制定和修订工作以及核安全监管工作提出建议.

简介：介绍了温排水环境影响审查的现状，讨论了温排水限值与监管混合区，对制定温排放审管标准和改进温排放提出了建议。

简介：梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。

简介：由于秤重在核材料衡算中的大量应用，如何求取秤重的随机误差方差与秤量的系统误差方差是解决核材料闭合衡算的一个重要方面。本文循序渐进讲述如何求取这两类误差的方法及步骤，以期对核材料衡算工作有一定的借鉴。