简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。

简介：探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定，对比现行中国可引用的法规之间在输入地震动要求方面的异同，并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时的对应关系，随后对各个法规的技术背景、要求及实际应用进行了评述，为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准的完善和修订提供参考。

简介：介绍了日本柏崎·刈羽核电厂遭受强烈地震时的情况，以及国际原子能机构（IAEA）专家评审组在现场发现的问题及其经验反馈。

简介：柏崎·刈羽核电厂在超设计基准地震发生后未造成严重事故，证明了日本核电厂具备抵御超设计基准地震的能力；日本在地震后如何检查、修复和恢复核电厂的运行值得密切关注；文中对一址多堆、地震与应急、业主与责任和地质地震调查提出了见解。

简介：通过对日本柏崎·刈羽核电厂在2007年7月16日新潟地震中的主要震害情况的描述，分析说明该核电厂的抗震设计基本情况，最后提出核电厂抗震设计与评价中应引起重视的问题。

简介：基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。

简介：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用（SSSI）的研究是保证其安全的重要方面。该文首先从阻尼溶剂抽取法（DSEM）基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中。最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨。结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据。

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：2008年5月12日下午四川省汶川县发生8．0级强烈地震后，环境保护部部长周生贤迅速作出批示，并于当晚主持召开会议，传达国务院抗震救灾紧急会议精神，安排部署抗震救灾工作。周生贤强调，要按照党中央、国务院的统一部署，以高度的政治责任心和对人民利益高度负责的精神，将抗震救灾工作作为当前工作的重中之重，急灾区人民之所急，

简介：本文写于日本311大地震、海啸发生后的不同时段。首先,对福岛核事故的趋向进行了初步探讨,提出了发生堆芯熔化的可能性极大;其次,对我国的核安全检查进行了思考,述说了可能危及核电厂安全的外部自然事件和人为事件;最后结合地震后所发生的一些现象,提出了需要对地质、地震研究的问题。

简介：水冷反应堆包括轻水堆和重水堆，轻水堆分为压水堆和沸水堆；重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测；换料时或换料后的检测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；燃料组件的监测、拆卸和修复；破损燃料棒拆出后的检测，破损定位与修补。

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：在核燃料循环过程中，不仅会产生许多放射性污染物质，同时也会产生许多非放射性污染物质，比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度，混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上，介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施，对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。

简介：介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。

简介：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

简介：本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物的放射性、有毒重金属及重金属的存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物的镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量（GB15618）二级标准水平,但是部分固体废物中的铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物的部分放射性核素与重金属的物相结构存在较高的毒性风险。本研究为伴生放射性矿固体废物处置方法提供了参考依据。

简介：对＂实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放＂安全目标的准确定位,是正确理解HAF102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出＂十三五＂期间新建核电的安全目标和HAF102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。

简介：论述了核事故应急演习的重要性。根据我国实践，分析了影响应急演习检验性的关键环节并提出了相应的改进建议。

简介：介绍了四代反应堆的分类与特点,简述了第四代反应堆中唯一使用液态燃料的熔盐堆工作原理。基于与其他使用固体芯块燃料反应堆的比较,主要简述了熔盐堆更高的固有安全性特点,以及熔盐堆在燃料供应、废料最小化、防止核扩散诸方面的安全性优点以及熔盐堆发展面临的问题和挑战。说明了由于熔盐堆较高的工作温度使用布雷顿循环,提高热效率的优点。基于熔盐堆的燃料循环,简要叙述了钍基熔盐堆在钍-铀燃料循环应用中的优点及面临的问题。