简介：随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了mPower、NuScale、ACP100和NHR-I4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。

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：核电厂设备安全分级是核电行业中关键的基础性课题。本文阐述了国内核电厂设备安全分级的特征，并根据安全分级的现状对安全分级的内容和各类分级间的对应关系进行了分析和研究。研究成果可为深入了解国内核电厂设备安全分级以及建立完善统一的分级体系提供参考。

简介：从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点。通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法,使得该低压安注泵能够满足该核电厂运行要求。

简介：核安全是保障核电“走出去”的基础和前提。介绍了核安全“走出去”的形势和现状，包括核电“走出去”的基本情况和核安全“走出去”的必要性，介绍了美法俄日韩等主要核电出口大国的“走出去”实践和对我国的借鉴意义，分析了我国核安全监管机构现有基础与面临的问题，提出了近期和远期的对策与建议。

简介：本文介绍了核电厂电气二次系统技术的发展趋势及其面，临的网络安全威胁问题；分析了国家能源局对核电厂电气二次系统安全防护部署的强制性技术监管要求；通过解析核电厂电气二次系统的设备现状，研究出一种可实际部署在核电厂的电气二次系统的信息安全监管平台方案，并进一步探讨了该方案的后续发展趋势。

简介：随着核电成为我国能源多元化策略的重要组成部分，核电厂退役的重要性不言自明。虽然我国目前运行的核反应堆并不多，距离大量核电厂正常退役的时间尚早，但是随着核电发展，将来不可避免地要面临大规模的退役问题。本文在文献调研的基础上分析了国际上核电厂退役有关过程、目标、监管、公众的接受能力、费用、废物等方面的经验做法及面l临的困难和挑战。

简介：反应堆堆芯冷却系统是核电厂安全分析的重要内容，新设计的电厂必须通过实验验证其事故工况下保持堆芯覆盖和导出热量的可靠性。本文详细介绍了AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统的测试实验和美国核管会（NRC）的评估结果。

简介：2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的＂设置完善的可燃气体控制系统＂（即＂消氢系统设计改进＂）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

简介：介绍了国内法系核电机组在首循环出现一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量限值的一系列运行事件。通过对这一类型运行事件的深入探讨，找出导致事件发生可能原因，进行安全影响分析，提出了建议纠正的措施。可作为运行机组以及后续新建机组的参考，以期避免类似事件的重复发生。

简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

简介：本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：本文从风险管理的视角分析了中国核能发展的现状,运用风险管理的方法识别出我国在核能的发展过程中存在的各种风险因素。以山东省某核电厂为研究背景,运用未确知测度模型从自然、技术、经济、管理、法律法规、政策等层面评价我国核能的发展过程中存在的各种风险及其危害程度,以期为政府主管部门的决策、危害评估提供理论参考,探寻中国特色的核能安全风险管理新模式。

简介：通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。

简介：核素随地下水在裂隙中的迁移与在孔隙中的迁移比较，不论从地下水与岩石的接触过程还是介质对核素的吸附作用来说都有很大不同。本文以国内某基岩裂隙场址低中放射性固体废物处置场为例，运用Ecolego软件对核素在裂隙中的迁移过程进行模拟，深入探讨了计算过程中的模型建立、参数选取等关键问题，并对计算结果进行了分析，得出裂隙对核素迁移影响的结论。

简介：我国放射性物品启运前的辐射监测管理对一类、二类和三类放射性物品有不同的要求,本文在梳理和分析我国现行放射性物品运输的法规和标准基础上,提出了放射性物品国内运输、抵达或途径中国的放射性物品运输启运前的辐射监测管理的程序并对辐射监测报告编制内容和报送程序等相关事项做出具体的归纳总结。

简介：本文分析了高压输变电设施对周围环境的电磁影响,梳理总结了国际、国内工频电场的限值标准情况。从防止电磁场环境影响、国际权威组织和部分发达国家的限值比较以及促进经济发展等方面详细分析了我国居民区工频电场限值的合理性。实践证明,我国居民区工频电场以4kV·m-1作为限值是合理可行的。

简介：本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚的化学类别进行了分析，根据调研给出了可能的排放量。结合对环境生物、空气中氚的监测经验，分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测的可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进的有关建议。