简介：内部水淹是核电厂面临的重要风险之一,对其定量化是识别核电厂水淹风险的有效手段,也是进行内部水淹概率安全评价的基础.本文通过对国内外各种水淹事件定量化分析方法的研究,提出核电厂内部水淹事件定量化的一般方法,并定量分析了我国某900MW核电厂重要厂用水系统内部水淹事件,对国内核电厂开展内部水淹风险评估有重要参考价值.

简介：核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。

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。

简介：核安全问题是当前世界各国普遍关注的问题。我国是拥核国家,大力发展核电事业,周边多个国家也拥有核武器及核电设施,加之近年来核恐怖、核事故此起彼伏,当前面临的核安全威胁必须引起高度重视。军队作为国家的安全柱石和核应急救援的重要力量,有责任有义务深入对核安全问题研究,加强指挥体制、救援队伍、装备物资和训练演习等方面建设,全面提升核应急处置能力。

简介：根据核电发展规划,十三五期间我国还将有几十台机组开工建设。在这种形势下,我国核安全监管部门如何利用现有资源进行有效监督,成为亟待解决的问题,而核安全监督员能力的提高是实现监管能力现代化的一个重要内容。本文介绍了某核电厂一起违反机组运行技术规范事件的发现过程,进而探讨在新形式下如何加强核安全监督员主动发现问题的能力。

简介：本文简要分析了我国大型民用核设施退役面临的困难,提出了以下建议,以厂址无限制开放利用为目标,逐步提升安全退役意识;积极完善退役有关法律法规,依法监督,推动安全高效退役;以环境质量为核心,环评为抓手,提升核设施全周期退役环境影响评估要求;牢记安全是核事业的生命线,提升退役安全;开放进取,学习吸收先进的退役技术和监管经验等。

简介：简要介绍风险的基本概念与风险控制方法，并根据风险控制方法，对福岛第一核电厂核事故中控制公众受照剂量和职业照射剂量的措施进行分析和评价，找出其中的薄弱环节，并对风险控制方法在核事故剂量控制中的应用提出具体建议。

简介：核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。

简介：针对现有核电厂设备电磁兼容性测试的不足,探讨了国内核电厂仪表控制系统在核电厂电磁环境下的电磁兼容性要求和评价方法。建议加强核电厂仪表控制系统的电磁兼容性设计,以保障核电厂安全、稳定的运行。

简介：2月8日上午，国家环保总局周生贤局长一行到核安全中心进行工作调研。调研中，周局长听取了核安全中心主任陈金元同志的工作情况汇报，并参观了核与辐射事故应急中心，看望了核安全中心的工作人员。

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。

简介：以秦山核电厂一期工程反应堆为例，运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序建立了模拟计算模型，构建出反应堆压力容器内堆芯组件成分及排布，利用MCNP程序中的KCODE卡计算了反应堆中可燃毒物棒数量和位置的变化对有效增值系数Keff值的影响。结果表明，在不考虑控制棒和化学补偿控制对反应堆Keff值影响的情况下，随着可燃毒物棒数量的增多，Keff值呈线性下降的趋势，当毒物棒的布局由密到疏时，Keff值由大变小，这与理论结果一致。

简介：反应堆功率控制系统是核电厂最重要的非安全级控制系统之一。海阳核电站功率控制系统在快速降功率系统、旁排控制系统、汽机功率给定系统的协同下完成各个工况的功率控制。本文分析了主要控制策略及主要试验，帮助核电站相关人员加深对功率控制系统的理解，提高他们对机组状态的响应能力。

简介：结合我国民用核安全设备活动管理现状,分析总结民用核安全设备活动许可证申请审查和监督检查中发现的不符合(项)识别、分类和控制中存在的问题,并参考SafetySeriesNo.50-C/SG-Q,ASMENQA-1,RCC-M等国际通用标准规范的相关要求,提出民用核安全设备活动中不符合(项)的识别、分类和控制要求。

简介：控制棒驱动机构（CRDM）下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测（PT）中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊（OVERLAY）、夹紧装置（CSCA）的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。

简介：从1992年至2012年的我国核电厂以及其他国家核电厂的运行事件资料中,收集了17起与控制棒组件及其驱动机构相关的异常事件,对其进行了统计和分类,并分析了控制棒肿胀或燃料组件变形的影响、驱动机构焊缝的泄漏或渗漏、控制棒棒控系统的可靠性几个重要问题,提出了一些经验反馈的建议.

简介：内陆核电厂和滨海核电厂的核与辐射安全目标是相同的,只是液态流出物释放的受纳水域不同,照射途径网络比近岸海域更复杂。因此,内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点。本文结合国内外核电厂液态放射性流出物排放的审管实践,重点讨论内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度的审管控制问题。

简介：通过应用火灾动力学软件FDS，建立了一套核电厂主储油罐间防火阀响应与失效两种状态下的对比模型，讨论了烟气形态、火焰形态、火源热释放速率及火灾温度场随时间的变化规律。研究表明，防火阀对于核电厂主储油罐间火灾事故的控制效果非常明显，通过火灾封锁法能够有效控制火源热释放速率，降低环境温度，体现了FDS应用在核电厂火灾预防方面的优势。

简介：小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析，包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面，最终确定拉伸试验数据不合格的原因，并对弯管进行重新拉伸试验，进一步采取质量控制措施，保证了拉伸试验达到合格标准要求。

简介：蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因，强调SG二次侧水质控制的重要性，以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。