简介：本文分析了在核电厂选址过程中应考虑的核事故应急响应条件。指出这些条件也是决定厂址是否实际可取的重要因素。

简介：日本福岛核事故引发了全世界对核安全理念和技术方法的反思，本文结合福岛核事故对概率安全分析方法进行一些初步探讨，并就相关问题提出了解决的思路和建议。

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：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：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：反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素（如壁面油污和锈斑）对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明：事故发生后1000s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。

简介：本文简述了环境保护部核与辐射安全中心在日本福岛第一核电厂发生严重事故期间的应急响应活动,并根据此次的响应情况结合核与辐射安全中心的现状,提出了核与辐射安全中心在应急计划;应急准备工作方面需要改进的一些建议。

简介：在发生CAP1400非能动核电厂事故1个月后,仅通过非能动空气流道可实现安全壳的冷却。设计上,要求空气流道的气动特性尽可能不受外界环境风的影响。本文应用STAR-CCM＋软件对大型先进非能动核电厂CAP1400实际1∶1模型进行计算流体力学（ComputationalFluidDynamics,简称CFD）分析,研究环境风速、风向、温度等因素对空气流动特性的影响,分析结果表明CAP1400具有风的中立特性。

简介：本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。

简介：“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

简介：风暴潮引起的灾害是中国沿海地区最严重的自然灾害之一，也是滨海核电厂址中设计基准洪水的主要起因事件。本文介绍了风暴潮评价的两种方法：确定论法和概率论法，并结合中国已有的工程实践对两种方法进行了分析和比较。

简介：

简介：本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规，列出了具体的比较、分析与评价表，并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。