简介：介绍了核电厂通风空调系统安全分析的内容和要求，并结合二代改进型核电厂中一个典型专设安全设施通风空调系统的实际，具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中的关注点。

简介：尊敬的作者和读者：感谢您长期以来对本刊的支持!为适应期刊网络化和数字化发展的需要,缩短稿件处理周期,促进期刊出版的规范化和科学化,更好地为广大作者和读者服务,《核安全》期刊采编系统将于2017年9月1日上线,并正式投入使用。网址：http：//haqy.cbpt.cnki.net/。此系统将作为《核安全》唯一投稿方式,

简介：介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。

简介：通用粉末衍射仪是中国散裂中子源一期工程三条谱仪中的一条。它在运行的过程中会有辐射的产生，因此我们设计了人身安全联锁系统来保护工作人员的安全。本文阐述了GPPD人身安全联锁系统的设计原则、控制区划分、系统架构。对联锁PLC系统、联锁钥匙系统、联锁门禁系统进行详细的介绍。详细描述控制区进出及清场流程。最后，对调试及运行情况进行了总结。

简介：介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

简介：中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。

简介：硼中子俘获治疗装置的核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置的辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自的优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便的安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统的架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。

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：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统（PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS）原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明：恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

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：本文给出了核电厂信息安全的概念和内涵,研究了IAEA和NRC对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,分析了我国法规对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,对强化数字化仪控系统信息安全监管要求提出了建议。

简介：美国核管会（U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC）在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管（RegulatoryTreatmentofNon-SafetySystem,简称RTNSS）的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。

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：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：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：介绍了核电厂设备安全分级的目的以及安全分级的定义。比较了几种安全分级标准的差异,确定了安全分级的对象。根据安全分级的法规依据,阐述了安全功能的定义和种类,探讨了安全分级的方法、具体步骤和安全等级的分界,以及对确定为安全级机械设备的要求,最后提出了机械设备安全分级与电气设备安全分级的关系,以及机械设备安全分级与系统安全分级的关系。

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：1．来稿务求论点明确，文字精炼，数据可靠，图表简明，篇幅为5000字左右为宜。

简介：1、来稿务求论点明确，文字精炼，数据可靠，图表简明，篇幅为5000字左右为宜.2、文题简明（20个汉字以内）；中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名和邮政编码，并写成叙述性文摘（含有研究目的、方法、结果和结论）；关键词为3～8个.