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：结合目前＂快堆＂升温的情况,简要介绍了＂中国示范快堆项目＂的拟选厂址情况,包括位置、气象和地质等。以期引起大家对快堆的商用进展情况的关注。

简介：核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.

简介：根据压水堆核电厂严重事故发生机理，基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段，针对AP1000和二代核电厂进行比较，在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同，最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

简介：本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。

简介：堆芯物理试验目的是验证堆芯设计的准确性、验证换料安全分析报告的正确性。国内有些电厂物理试验项目的试验点偏少,不但造成上述验证的不充分,而且增加了后续燃料循环堆芯设计的不确定性;更不能及时发现问题,对程序模型进行改进。物理试验测量值超过设计准则或安全准则,必须经过审查和评价,获得安全监管当局许可后,才能继续运行。

简介：结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(SafetyofNuclearPowerPlants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。

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：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：近几年,随着核与辐射安全监管工作的不断深入,江苏省核技术应用项目环境影响评价工作取得了很大进展,但管理中也存在一些问题与不足。本文通过介绍江苏省核技术应用项目环境影响评价管理现状,对存在问题及相关对策进行了分析和探讨。

简介：

简介：核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。