简介：使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。

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。

简介：一次侧应力腐蚀（PWSCC）是一种晶间腐蚀，是因敏感的管子微观结构、高的残余拉应力和工作应力以及腐蚀性环境（高温水）引起的。防止PWSCC的措施包括：选择适当的管子材料、减小残余拉应力和改善腐蚀性环境、激光焊接衬管以及镀镍修补。

简介：蒸汽发生器二次侧U形管防振条处经常会发生微振磨损,外来物对传热管的磨损也时有发生.本文介绍了传热管微振磨损及外来物磨损的概况,传热管微振磨损的机理,预测传热管的微振磨损量,垂直接触力和滑动距离.最后论述了美国西屋公司、法国法马通公司、德国西门子KWU公司和加拿大B&W公司对传热管微振磨损的防护措施.

简介：蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。

简介：考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义,列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请,并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍,同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。

简介：利用NRC安全分析软件TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了深水池式低温供热堆（Deep-poolLow-temperatureHeatGeneratingReactor,DLHGR）模型,进行了稳态和瞬态分析,得出了合理的分析结果,并发现了设计中存在的优点和不足。

简介：1引言核电厂的安全和可用率是由合理设计的承担不同功能的各个系统(以及合适的运行程序和合格的运行人员)来保证的。构成系统的各个部件对核安全以及电力生产具有不同程度的重要性,对各种内部和外部事件也具有不同程度的敏感性。这就需要对核电厂的物项进行分级。合理的物项分级以及对不同级别物项采用不同的设计、建造、检验和质保要求是实现核电厂设计意图和降低建造成本的重要保障。因而可以说,物项分级是核电厂标准体系中具有普遍意义的关键课题。从标准化这一角度对物项分级进行研究,对建立自洽的核电厂

简介：本文描述了田湾核电站1号机组蒸汽发生器传热管缺陷的处理过程,北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督和在缺陷处理完成后的进一步监督工作.

简介：通过对核电厂堆芯损坏频率、放射性大量释放频率、照射致死风险、致癌风险和总风险的分析，并与石油化工行业事故发生频率和致死风险的对比，说明我国在役、在建、拟建核电厂的安全水平能够满足美国NRC提出的“两个千分之一”的定量安全目标要求，且我国核电厂大规模放射性释放概率小于石油化工行业事故发生概率；核电厂照射致死风险、致癌风险和总风险均不高于石油化工行业的致死风险。

简介：GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。

简介：EPR安全分级体系中引用了安全功能分级的概念,通过安全功能分级确定执行安全功能的物项的定级文章介绍了安全分级基本过程,EPR核电厂的安全功能设计,EPR核电厂机械分级、功能分级、电气仪控设备分级、构筑物分级和抗震分级,并就EPR的安全分级同CPY安全分级进行对比,更清楚地说明EPR以安全功能分级指导物项分级的思想,以帮助设计人员理解安全分级的基本思想,加以工程应用.

简介：核外堆是核电站重要的保护部件之一，随着科学技术发展，对核技术要求愈发急切，介绍核外堆技术和核探测器技术应用实例。而其中探测器是核外堆重要组成部分。所以对相关技术要求也越高。

简介：定量的概率安全目标作为衡量技术安全目标是否被满足的重要指标,反映了各种假想事故情况下核电厂的可接受水平.目前,我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率,还没有针对三级概率安全分析的风险可接受性准则.本文梳理了国内外核电厂概率安全目标的发展动态,推荐了我国核电厂风险可接受水平的建议值,可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考,也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据.

简介：美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。

简介：给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。

简介：根据核电厂换料大修的特点,介绍大修经验反馈的可行性和必要性,同时按照时间节点,将大修经验反馈分成大修前、大修中和大修后3个阶段分别进行详细说明和讨论,并分别对其反馈方式、可行性等方面内容进行研究。最后总结了目前大修经验反馈工作中存在的主要问题和不足,并提出了改进方法的建议。

简介：本文描述了美国核电厂安全目标的制订过程和背景以及其主要内容。概要介绍了美国核电厂在安全目标制订过程中所考虑和评价的一些因素以及对美国核电厂安全目标所存在的问题和一些争论进行了讨论。

简介：台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确定鉴定工况条件种类及数量,保障了鉴定执行的可行性;首次将设备鉴定运用到严重事故阶段,实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障.

简介：日本福岛核事故后，在已有应急响应体系相关法规及标准基础上，安全当局对应急指挥中心进一步明确了通用技术要求。为形成合格的应急指挥中心设计方案，首先对核应急相关法规进行全面分析，制定设计所需达到的整体目标，随后细化各类功能配置需求，过程中将融入在役设施运行经验和国家最新核安全技术要求。针对特定项目，将结合厂址特征及核电厂营运单位应急工作特殊性开展厂址适应性设计。通过上述工作逐步将各类规范要求转化为具体、可操作的功能需求和设计原则，形成完整的设计方案。