简介：以定时截尾恒应力加速寿命试验所获得的失效数据为基础,通过整体分析方法对实际工况奈停下内压管的可靠寿命进行了评估,对内压管大批量工程化应用具有实际的参考价值.

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：本文对国内2005年放射源辐射事故进行了概括与分析,事故发生频度与往年相比有所下降,表明国家放射性同位素与射线装置实行统一监管初见成效.本文也对事故的应对措施进行了归纳总结,分析了监管中存在的问题,提出了工作建议.

简介：介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题，同时分析了此类事件发生的原因，并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。

简介：在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明：对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

简介：国际原子能机构（IAEA）依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务（DSARS）得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估（GRSR）即是其中一种：文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。

简介：针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：堆内构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

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：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：蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。

简介：为了进一步总结日本新溻、四川汶川两次地震经验和教训，加强经验反馈，提高我国民用核设施的地震安全水平，国家核安全局于2008年7月29日至30日在北京组织召开了“核设施地震安全评估专题研讨会”。

简介：核电厂操纵员的心身健康，直接关系到核电厂的正常安全运行。操纵员的认知心理、意志、注意、情绪、情感、个性心理，是影响其安全操作的重要因素；酒精、药品、生物节律对操纵员的心理健康也有很大影响。通过对操纵员的职业适应性心理测试，可以从心理学角度初步筛选出适合于操纵员岗位的较佳人选，再经过岗位技能培训、模拟机培训和实际工作过程的心理学随访，并经常对操纵员开展心理咨询和心理辅导，有助于及时发现和解决心理上的问题，核电厂可以尽可能地预防或减少人因事故的发生。

简介：根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》[1]的要求和核技术应用单位监管的实际情况,对核技术应用单位向监管部门提交的安全和防护状况年度评估报告的内容和格式提出了具体的要求,为核技术应用单位编写年度评估报告具有借鉴作用。

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：本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式法计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。