简介：现今，我国核电建设规模不断扩大，核技术利用项目快速发展，其辐射防护尤显重要。其中在核与辐射建设项目辐射防护的设计和审评中，对剂量约束概念的应用，还存在很多误解。本文从剂量约束概念的引入、发展和建立，到剂量约束概念的意思、作用和应用范围，以及剂量约束概念和辐射防护相关概念的关系，进一步阐述对剂量约束概念的正确理解。

简介：简要介绍风险的基本概念与风险控制方法，并根据风险控制方法，对福岛第一核电厂核事故中控制公众受照剂量和职业照射剂量的措施进行分析和评价，找出其中的薄弱环节，并对风险控制方法在核事故剂量控制中的应用提出具体建议。

简介：准确、合理的辐射剂量评估工作是实现核电厂辐射安全目标的重要手段,本文描述了对核电厂工作人员的职业照射进行评估的基本方法,对目前剂量评估中的一些技术问题进行了探讨。

简介：2009年4月19日，中共中央政治局常委、国务院副总理李克强出席浙江三门核电一期工程开工仪式，宣布开工并看望工程建设者。他强调，要贯彻落实党中央、国务院的战略部署，积极推进核电建设，大力发展新能源产业，为保障我国能源安全、促进经济平稳较快发展作出新贡献。

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：本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。

简介：从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性，一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”，二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题，从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础，并考虑到现实的可操作性，对今后相关的核安全审评提出建议。

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：根据国家核安全相关法规的要求，上海核安全监督站在秦山第三核电厂调试阶段多次进行了调试专项监督检查；在运行阶段，拓展了专项监督检查的范围、内容和方法。本文总结了上海监督站专项监督检查的实施情况，以及开展专项监督检查的收获和体会。

简介：介绍了维修规则中的性能指标概念和作用，重点介绍了维修规则中可靠性和可用性指标设定的几种方法。以三门核电厂用水系统为例，采用不同方法计算了各个序列对应的可靠性指标，并进行了计算方法的比较和验证，计算结果与概率安全分析的假设相一致，并证明这些方法均可用于维修规则中性能指标设定的具体实践。

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。

简介：对秦山第三核电厂在2007～2009年3年中所发生的运行事件加以分析和统计,特别是使用了原因和因素图法分析典型事件的原因,并结合经验反馈分析该电厂的运行情况趋势。

简介：国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动的优化研究,并建立维修有效性和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策的条款进行解读,使核电厂营运单位更充分地理解和执行技术政策,以推进风险指引型维修规则体系的建立和实施。

简介：核电厂运行过程中不可避免的会产生放射性废物。核电厂通过各种技术和管理手段减少放射性废物的产生量。AP1000核电机组采用简化的系统设计、先进的放射性废物处理工艺、数字化的辐射监测手段,最小化放射性废物的产生量,从而尽可能减少向环境放射性废物的释放量。文章介绍了三门系列AP1000核电机组放射性废物管理的技术特点并对其在废物最小化方面的优缺点进行了简要的分析。

简介：2月3日,三门核电一期工程初步安全分析报告(PSAR)专题对话会在北京召开。本次会议由国家核安全局主办,中核集团三门核电有限公司承办。共约50名专家参加了本次会议,包括来自国家核安全局、环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心等单位的审评专家,以及三门核电、上海核工程研究设计院等业主方人员。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

简介：本文写于日本311大地震、海啸发生后的不同时段。首先,对福岛核事故的趋向进行了初步探讨,提出了发生堆芯熔化的可能性极大;其次,对我国的核安全检查进行了思考,述说了可能危及核电厂安全的外部自然事件和人为事件;最后结合地震后所发生的一些现象,提出了需要对地质、地震研究的问题。

简介：（2014年10月27日）尊敬的丹尼斯.弗罗瑞（D.Flory）副总干事,贝诺伊特.德伯克（B.DeBoeck）主席,各位代表,各位来宾,女士们,先生们：大家早上好!非常高兴有机会与各位同事再次相见,共同出席第三届核安全技术和科学支持机构大会（TSO大会）。TSO大会作为提高核安全技术支持机构能力、促进国际核安全交流与合作的重要平台,至今已举办两次,这次为第三次。