简介：加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。

简介：核电机组的重要厂用水泵房作为核电厂重要的取水构筑物,属于抗震I类物项.为了评价某泵房不均匀地基的安全性,本文分别建立了不均匀地基的平面应变和三维有限元模型,对其进行了施工阶段与正常运行期间的非线性静力沉降计算.此外,本文从谐响应动力求解方法的基本概念出发,基于粘弹性人工边界场地模型,进行了三维自由场地的动阻抗计算,以上结果均与假想的均质地基结果进行对比分析,为下一步泵房结构的抗震计算分析提供了依据.

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：通过介绍福岛核事故对全球核电发展的影响及各主要国家采取的国际合作活动,分析了国际合作在保障核安全、促进核电发展方面的重要作用,提出了进一步加强核安全国际合作的几点建议。

简介：医用电离辐射已经成为全球最大的人工辐射实践。本文针对医院核技术应用项目的特点,阐述了医院核技术应用项目环境影响评价的内容,包括环境影响因子识别、采用标准、环境影响分析和污染防治措施等;提出在进行医院核技术应用环境影响评价时,应重点关注从事介入操作的医务人员和核医学科的患者陪同人员所受的剂量。

简介：高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战。本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨。

简介：日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了.提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要.毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行.本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据.

简介：介绍了10MW高温气冷实验堆（简称HTR-10）工程的实践经验成果,论述了HTR-10的成功对于高温气冷堆示范工程的现实意义。

简介：核电站在役检查能保证核电机械设备与部件的质量,而验证是提高在役检查无损检验可靠性的重要手段。世界核电较发达的国家均建立了成熟的验证体系,而国内验证受各方面因素制约尚处于起步阶段,需要各方共同努力以促使其尽快发展完善。

简介：介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。

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：WWER-1000反应堆设置有快速预保护系统,在特定情况下能通过下落APP工作棒组引入适量负反应性,使堆芯核功率迅速下降到合理水平,避免跳堆。APP工作棒组需要根据实际的堆芯状态挑选,本文以田湾3号机首循环为例,使用KASKAD软件包进行模拟计算,挑选出合适的APP工作棒组,并对APP工作棒组下插后的氙瞬态过程进行了模拟计算。结果可以为电站的安全运行提供建议。

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：描述了APl000主管道的制造技术要求，对国内近期APl000主管道热段的研制情况进行了综述，介绍了目前APl000主管道制造许可证的申请和颁发情况。

简介：光阴似箭,岁月如梭。在我国核能与核技术利用事业快速发展的时代背景下,《核安全》创刊至今已经十五周年了。十五年风雨兼程,十五年硕果累累!《核安全》见证了核能与核技术利用事业蓬勃发展的光辉历程,记录了核与辐射安全监管事业砥砺前行的坚实步伐。十五年来,《核安全》不懈努力、辛勤耕耘,为我国核能与核技术利用事业安全、健康和可持续发展持续贡献智慧和力量。

简介：本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

简介：地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。

简介：安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。