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。

简介：阻尼器注油及更换安装是主设备启动前的最后一道工序，保质保量按期顺利完成该项工作将为主工艺系统的启动达产提供有力保障。为此，针对工作初期阻尼器安装一次合格率较低这一问题，文章通过对数据的收集分析，发现问题的症结在于阻尼器垫圈沾油和翻边。运用头脑风暴法进行了原因分析，通过末端因素的逐一确认，得到三条主要原因，合理制定对策并逐步实施，最终将安装一次合格率从55．00％提高到了87．50％，确保了阻尼器更换安装节点目标的顺利实现。

简介：核电厂低水平放射性废水的排放是放射性核素进入和污染环境的重要来源。本文以目前商用核电厂的主要堆型为例,详细阐述了压水堆核电厂放射性废液的来源、水质特征、核素种类和含量等。选取我国大亚湾核电厂和岭澳核电厂,具体分析其放射性废水的来源、废水量、核素组成和其他无机、有机污染物的特征。鉴于放射性核素的特殊毒害作用,需要加强对放射性废水的长期、细致的监测,并进行高效处理,以保障公众和生态环境的安全。

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：发电机密封性试验是氢冷式发电机组启机前的一项重要工作。文章以秦山第二核电厂1#、2#机组为例，根据该厂发电机运行现状，结合发电机内部结构，详细分析拖延发电机密封性试验时间的原因，并提出对应解决方案。

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：本文利用某型机械密封的无失效数据估计其可靠性指标。在寿命服从两参数威布尔分布时，分别基于配分布曲线法和修正似然函数法给出了参数估计值和给定时间的可靠度估计值，并分析了在两种不同方法中，影响参数估计值的主要因素，还比较了取不同权值时相应的可靠度大小关系，最后分析了两种方法的适用范围。

简介：福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计,通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题,保障了乏燃料组件贮存的安全性。

简介：核电厂因为国家、社会、上级或客户的要求，逐渐建立了质量保证体系等多个管理体系，每个管理体系的要求和所负责的部门都不完全一样，造成了很多重复性的工作，甚至同一个活动有不同的描述和不一样的要求。为解决上述问题，文章从核电厂管理体系的演化过程进行分析和研究，指出了集约型一体化意义，提出了核电厂集约型一体化的可能性和几点建议，可为核电厂集约型一体化管理体系建设提供借鉴。

简介：2015年5月29日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了能源行业核电标准《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》送审稿审查会。来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参加了此次会议。

简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：在福岛核事故中，由于缺乏可靠的乏燃料水池仪表指示而影响了决策者对应急响应行动的部署，乏燃料水池的安全问题因此受到高度关注。福岛核事故后，各国通过经验总结对乏燃料水池仪表的可靠性提出了更高的要求。本文介绍了中关两国对于提高核电厂乏燃料水池仪表可靠性的相关要求以及美国发布要求的背景、命令的内容及达到的要求时间限期；分析了美国河湾核电厂对美国提高乏燃料水池液位仪表可靠性的响应行动；介绍了中国针对乏燃料水池液位仪表可靠性提出的要求，并对中美两国的改进要求进行了分析比较。

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：核电厂运行过程中不可避免的会产生放射性废物。核电厂通过各种技术和管理手段减少放射性废物的产生量。AP1000核电机组采用简化的系统设计、先进的放射性废物处理工艺、数字化的辐射监测手段,最小化放射性废物的产生量,从而尽可能减少向环境放射性废物的释放量。文章介绍了三门系列AP1000核电机组放射性废物管理的技术特点并对其在废物最小化方面的优缺点进行了简要的分析。

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：文章主要以堆芯测量系统为例，阐述了核电仪控设备国产化供应商在建立一体化管理体系时的困难和需考虑的因素，以及一体化管理体系对国产化进程的推进，并就体系建立的关键点进行了描述，可为同类型企业建立一体化管理体系提供借鉴.

简介：ISO16641：2014含盖了仅使用非能动采样法测量氡-220的综合测量技术。本标准基于方便使用和成本低廉的非能动采样法以及测量设备的使用状况，提供了测量空气中氡-220平均活度浓度的信息。