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：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

简介：当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,简称IVR）的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

简介：本文论述了安装在核电厂和缓环境中1E级设备老化机理的非显著性及确定鉴定寿命的不必要性,明确了该环境中一般1E级设备的鉴定试验要求.

简介：环境保护部副部长吴晓青2008年5月23日在国新办发布会上说，到目前为止，灾区没有发生次生重大环境事件。此外，灾区的所有核设施均处于安全状态。核安全局专家和四川环保局组建的专业小分队发现的50枚放射源，已有35枚放射源进行收贮。

简介：参照国内外航空γ能谱测量校准标准和IAEA有关权威技术文献,利用国内现有的航空γ谱仪系统校准条件,对目前属国际上先进的一套航空巡测γ谱仪系统开展了系统性的校准工作。介绍了航空巡测γ谱仪系统的性能和机载安装,对基本校准内容和涉及的重要参数,如宇宙射线、系统本底、大气氡本底、天然放射性核素及人工放射性核素137Cs和60Co等,进行了科学的校准,给出了校准数据的正确使用方法和应用条件。

简介：介绍了计量检定和校准的基本定义,比较了计量检定和校准的相同点与差异处。在此基础上提出,保证计量器具量值准确的重要措施之一是对计量器具实行检定或校准,这也是核设施在调试、运行中获得可靠数据和安全的重要保证。

简介：筛选并研究了17起国外核电厂外部水淹事件,从引发外部水淹的因素到外部水淹对核电厂厂房、系统、设备的影响,对核安全的威胁,5个方面分析了外部水淹事件的特点,同时结合福岛核事故在外部水淹方面的经验教训和事故发生后各国的应对措施,提出了提高我国核电厂应对外部水淹能力的建议。

简介：为了实现核电厂的基本安全目标,核岛系统设置了一系列安全功能,并配置了相应胡系统和设备.这设备的鉴定对于保障核电厂设备良好运行起着重要作用.探讨了设备鉴定的目的、功能要求的确定、设备鉴定的环境条件以及重要老化机理的确定,从而给出了核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法.

简介：

简介：文章简要介绍了全国核与辐射安全监管信息系统的前期规划建设情况,包括基本建设内容、系统总体架构、以及工作中发现的影响和制约工作开展的主要问题,并提出了建议。

简介：

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简介：促进人与自然的和谐，是国民经济和社会发展全局赋予环境保护工作最重要、最根本的时代重任，是推进环境保护历史性转变的出发点和根本目标。坚持以人为本、全面协调可持续发展，积极推进生态文明建设，是新时期环境保护工作的基础和灵魂。

简介：高可靠性、长寿命是专用机械设备重要效能特征,设计阶段进行专用机械设备系统可靠性研究尤为重要。本项工作通过专用机械设备系统可靠性建模、指标分配、故障模式影响及危害性分析、关键件可靠性和耐久性设计、系统可靠性预计五个步骤的研究,提出了主要部件的可靠性保证措施和具体改进建议,改进后的可靠性预计结果表明,专用机械设备满足了设计任务要求。通过本项研究,摸索出了"突破少数关键、归整多数零碎"的专用机械设备系统可靠性设计思路,为专用机械设备可靠性研究奠定了方法和技术基础。

简介：核能是世界上主要电力能源供应支柱之一。本文比较了我国核能与其他能源的放射性影响和温室气体排放,总结了世界上3次严重核事故后果及核安全技术进步现状,分析了我国公众对核电接受度的阶段变化及特点,提出了核能发展应重视规划环评的建议。核能作为高效、清洁、低碳的基础负荷电力供应能源,是应对气候变化和支持能源需求的现实选择。

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：为探讨在我国采用HAF003法规进行核电项目建设的前提下,采用AP1000技术路线进行建设的核电站核设备采购中NQA-1标准的执行,文章对NQA-1规范与HAF003法规内容中核设备采购、制造涉及到的质量保证要求进行对比,并进行相应的应用分析。

简介：介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。

简介：2010年5月16日~19日,受国家能源局委托,核工业标准化研究所在广西北海组织召开了《核电厂核岛配电系统设计第1部分:总则》(修订EJ/T1134-2001)、《核电站电气设备水危害防护实用方法》、《核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装》(修订EJ/T534-1991)、《电缆贯穿挡火封堵件鉴定试验》(修订EJ/T674-1992)4项核电标准(送审稿)的审查会。本次审查会是核电行业标准化技术委员会(以下简称标技委)正式成立后的第一次核电行业标准审查会,国家能源局、环境保护部核与辐射安全中心、中核集团科技部、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院、核动力运行研究所、