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：管理部门审查作为管理改进的高级工具如在实际工作中得到很好的应用,将不断推进核电厂管理改进,促进其管理水平的提升.文章指出,为了更好的应用管理部门审查这项工具,避免其流于形式、空虚化、表面化,管理部门审查组织部门可通过做好前期材料准备、合理安排审查会、加强发现问题跟踪等方式实现有效的管理部门审查.

简介：通过对中国核工业集团公司＂精益管理＂经营方针的研究,结合当前核电厂管理体系的现状,寻找一条如何将核电厂管理体系整合与集团公司精益管理方针有效结合的途径。

简介：事故运行规程是核电厂纵深防御原则的重要内容。事故运行的确定与事故分析密切相关。本文基于事故分析的特点和事故运行的内容进行分析,探讨了事故运行与事故分析的关系,提出了基于事故分析延伸事故运行的内容的原则。本文认为事故运行规程的制定需以事故分析为基础,同时依赖于全面、详尽的基于最佳估算方法的扩展事故分析。

简介：某制造厂在核级阀门返厂维修过程中出现核l级阀门锻件违规补焊事件,之后又在核级阀门制造过程中出现无损检验违规事件,两起事件造成核级阀门出现了质量隐患.该违规事件反映出制造厂质量保证体系运转存在严重问题,工程公司和业主监造不力.事件相关方应加强质量管理和过程控制,消除质量隐患,做好经验反馈,确保核设备质量.

简介：本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.

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：文章对完善核安全设备制造质量管理流程、持续改进企业自身质量管理体系的过程进行了总结,针对核安全设备制造过程中存在的典型问题,分析了产生的原因,确定了改进方案和实施措施,并且评价了方案处理结果和采取措施的有效性.持续改进的活动使企业有能力承担更多的核安全设备制造任务,文章中总结的经验也可供其他企业的质量管理借鉴.

简介：本文分析了核与辐射安全标准的内涵和作用,论述了这类标准的定位及其与有关法规的关系,结合我国核与辐射安全标准应用的现状、存在的问题及需求,提出了构建我国核与辐射安全标准体系的总体架构设想,对建立和完善我国核与辐射安全标准体系提出了初步建议并进行了有益的探索.

简介：我国在某航天任务中,将首次应用238Pu放射源.本文从该放射源所用的原料、放射源的结构、产生的射线种类以及包壳活化等方面分析了238Pu放射源在航天应用过程中的辐射特性.通过分析实验表明,距单个放射源1m处的中子辐射剂量率约为60uSv·h-1,在采取适当措施后,238Pu放射源将不会对人员和环境产生明显的辐射影响.

简介：本文通过研究AP1000基于数字技术的△T超温/超功率保护功能的实现方式,分析了该实现方式相对于其他△T超温/超功率保护功能的实现方式的主要改进,说明了这种保护功能具有简单、有效和能够扩大运行范围的优点,指出了需进一步研究的内容.

简介：在从美国三哩岛事故到日本福岛核事故的30多年时间里,世界各国研究人员一直在对核能公众接受性进行研究。本文对核能公众接受性的研究方法进行了梳理,分别对核能公众接受性研究方法的理论基础——社会调查方法、结构方程模型,以及现有的不同阶段核能公众接受性研究方法与其心理学本质进行了介绍和评析,按照研究深度及起始时间综合考虑,将现有研究方法分为3个阶段,并指出了这些研究方法对当下研究工作的意义,总结并展望了核能公众接受性研究方法的发展趋势。

简介：本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.

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：核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考.

简介：本研究对象为某核电厂取水泵房基坑边坡。根据边坡设计的开挖支护方案,采用ANSYS有限元数值模拟软件,对边坡的开挖支护过程进行了仿真数值模拟。模拟结果表明,在边坡采用深搅桩加固、支护桩、预应力锚索等工程措施后,上台边坡和基坑边坡开挖后引起的位移和应力均较小,边坡处于稳定状态。

简介：文章在研究二维条形码信息自动识别标准化的基础上,结合天然铀核燃料仓储管理工作的实际,提出了核燃料仓储管理中的标准需求,初步建立了核燃料仓储管理业务流程的信息模型,给出了核燃料容器和位置的编码规范、电子位置图二维仿真规范、核燃料仓储管理信息安全规范、核燃料容器移动最短路径计算方法等技术标准的草案,将实现核燃料在设施间调拨、入库存放、库间调拨、实物盘存、位置移动等关键管理环节的标准化,以提升核燃料仓储管理的能力和水平。

简介：对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。

简介：结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。

简介：海阳AP1000核电工程安全壳电气贯穿件套筒与补强板焊缝,焊接完成后经UT检验,发现存在大量危险性Ⅰ类缺陷,主要为裂纹、未融合、条渣、气孔等类型.通过统计分析,焊接缺陷主要集中在内侧焊缝套筒母材侧融合区,偏向于仰焊位置.本文主要从焊接工艺、施工作业条件等方面对缺陷产生的原因进行分析,得出通过对焊材选用、焊前预热方式、坡口设计、焊接工艺、电气贯穿件安装次序等方面的改进,可以很好的改善电气贯穿件焊接质量,这对后期核电建设具有一定的借鉴意义.