简介：对核技术利用许可管理内容进行梳理，总结了实际管理过程中存在的问题，并进行技术分析，提出对策和建议.

简介：安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。

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：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：针对核与辐射安全法规标准审查委员会秘书组在法规标准审查工作中需要处理大量法规标准编制修订的电子文件的情况，提出了一套系统的管理方法，包括电子文件命名方法，文件传送、存储和使用的程序以及审查会会议资料电子文件的管理．．

简介：本文针对田湾核电厂铀-钆燃料的燃料管理策略,探讨了相关的主要安全问题。它主要包括燃料管理论证的范围、铀-钆燃料芯块熔化温度的限值、相关的事故分析以及铀-钆燃料设计运行经验。最后指出了对我国压水堆核电厂燃料管理的经验反馈。

简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。

简介：阐述了安全文化评估的基本方法，结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践，探讨安全文化量化评估的方法。

简介：本文介绍了我国和国际上一些国家和地区的核安全立法情况，阐述了我国加强核安全立法的重要性。

简介：本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。

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：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：本文通过针对美国核管会相关导则和技术文件的分析,梳理了美国核管会洪水评价依据、计算方法、审评者的审查策略以及福岛后的最新经验总结等方面内容。通过示例重点叙述了层次分析方法评价方法在洪水评价中的应用,在此基础上阐述了美国核管会未来对美国核电厂防洪安全评价的改进和对今后工作的展望,文章最后对上述内容进行了总结。

简介：以西屋公司AP1000分级为基本原则，参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法，综合质量保证分级考虑因素，满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求，提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。

简介：在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析（PSA）为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法（SDP）在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。

简介：本文描述了美国核电厂安全目标的制订过程和背景以及其主要内容。概要介绍了美国核电厂在安全目标制订过程中所考虑和评价的一些因素以及对美国核电厂安全目标所存在的问题和一些争论进行了讨论。

简介：为改善公众对核的认知,基于作者的工作实践,通过对当前背景下涉核科普工作现状的分析,发现了存在诸如顶层设计不足、方式单一、对象定位模糊、吸引力不强、频道不统一等问题。以此提出做好顶层设计、推动法规制度建设、改进方式方法、强化互动体验式、精准定位对象、增强通俗易懂性、丰富科普内容以及利用好新媒体平台等建议,为涉核科普工作的开展提供参考。

简介：核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。

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：安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析（HRA）是概率安全分析（PSA/PRA）模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。