简介：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

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：锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆（HTGR）和液态金属反应堆（LMRs）。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉（370℃）的铁素体材料、或温度等于或高于800℉（425℃）的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。

简介：EJ/T1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》的在役检查计划是我国核电站实施核岛机械设备在役检查的主要依据之一。文章分析并总结了EJ/T1041—1996在役检查计划的不足及主要问题,通过吸收国内外核电站在役检查计划的实践经验,完成了EJ/T1041—1996的在役检查计划的修订。

简介：该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括：——对检验技术和强制性附录Ⅵ（无损检验技术）要求的修改。——对强制性附录Ⅷ（电弧焊接钢筋合格评定）的修改。

简介：本文通过对国际核电标准状况的分析,结合我国国情和核电发展的规律,对我国核电标准体系建设提出了许多建设性意见。

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：针对薄壁环黑皮问题,运用头脑风暴法对原因进行了分析,通过对原因逐一确认,找出了主要原因.通过制定对策,实施对策,成功地将薄壁环黑皮废品率由4.03％降低到0.07％.提高了薄壁环加工合格率,保证了生产任务的顺利完成.

简介：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

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：

简介：针对核仪器标准“未进行误差合成而不能给出最大工作误差”和“单项误差的测量、计算方法不同”两个问题带来的困难，建议制定“核仪器测量的误差”标准。通过研究误差理论和分析现行核仪器标准中关于误差合成计算公式，本文提出了误差合成的计算方法以及统一固有误差、重复性、不稳定性和非线性等误差的测量和计算方法的具体建议。

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：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。

简介：阀门设备遍布在核电厂备系统中,承担着介质输送、控制等重要功能,且部分阀门直接与核安全相关.核电建设工程实践中,国家监管机构、核电业主以及工程方质量管理人员在核电厂阀门的制造过程质量监督以及到货验收的过程中发现了大量质量问题.通过总结、介绍若干重要制造工序存在的质量问题,阐述了问题的普遍表现形式并分析了内在的原因,对制造厂提高生产水平,质量人员提高监督监管水平,更好地保障核电厂阀门性能质量具有一定的意义.

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：四价铈Ce（IV）去污虽为一种高效的放射性污染金属去污工艺,但其产生的废液存在残留Ce（IV）腐蚀设备的安全隐患,废液中NH3的释出影响环境和人体健康,废液中含有的有机质影响后续处理工艺等问题均值得关注。研究表明,残留Ce（IV）可通过还原法消除其腐蚀问题,加热煮沸废液可有效去除NH3,臭氧氧化处理工艺能显著分解废液中所含的有机质。