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：风险沟通是风险应对与风险管理的重要理念,在协调核能安全与社会公众的关系中尤为重要。本文针对相关核安全风险沟通案例,参考国内外学者的文献,厘清了风险沟通的理论发展脉络,梳理了近年来民用核设施风险沟通模型的研究成果：在此基础上进一步结合政府导向型风险沟通模型,在技术风险和感知风险两个领域中,研究了民用核设施的风险沟通模型：提出了包括风险信息的导向和专家与政府的信任建设等若干建议,并对风险社会背景下该领域研究方向进行了有益的探索。

简介：应用RELAP5—3D程序对西安交通大学的临界流实验模型进行了计算。由于RELAP5-3D程序没有考虑入口效应，在计算孔板及短管道时结果存在较大偏差。且程序采用均相热平衡声速，在低过冷度计算时结果偏低。另外过冷喷放系数对于长管道临界流计算结果的精确性有比较大的影响，需要根据经验选择合适的喷放系数。

简介：核设施放射性流出物数据是核安全监管和应急管理的重要依据之一。XML技术是实现统一流出物数据交换规范的有效工具,有利于数据的汇总、统计和分析,强化对流出物监管的时效性。本文首先介绍了XML概念、流出物数据建模方法的选择,然后着重介绍了流出物模型建立的过程,最后展示了建立的模型以及应用情况。

简介：各国核安全监管部门、国际原子能机构（IAEA）都将经验反馈作为保证核电安全的必不可少的手段,并不断加强对经验反馈体系运行有效性的监管以及提高事件的评价能力,提高经验反馈工作的有效性。本文简要介绍了国内外经验反馈发展的历史和现状,提出了针对国内核安全监管部门在经验反馈工作的一些思考和建议。

简介：目前，经验反馈已成为全球范围内各核电站安全管理的一项重要举措，其对核安全的促进作用越来越重要。本文阐述了经验反馈对核电站安全的重要意义，介绍了一些重要国际组织和国内核电站经验反馈工作的建设和运作情况．同时发现了一些问题和不足，并结合实际从中得出一些与核电站经验反馈工作相关的建议，以促进经验反馈工作的不断优化。切实提高核电站的运行安全和业绩。

简介：研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

简介：核电厂冷源相关系统的功能丧失能够威胁机组安全。针对近期国内核电厂出现海洋异物堵塞取水口事件或异常,本文首先简单介绍了国内核电厂典型取水系统设计;然后对国内海洋异物堵塞影响核电厂冷源事件进行梳理,分析了国、内外典型冷源堵塞事件;最后总结了以往核电厂预防和应对此类情况时存在的问题,并针对问题给出经验反馈建议,以期提高核电厂应对冷源堵塞突发情况的能力。

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：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

简介：岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行的新建核电厂，在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生的运行事件进行归纳总结，发现事件的原因主要是在以下3个方面：调试与运行衔接、数字化控制系统（DCS）和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议，可供同类核电厂进行参考。

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：民用核安全设备质量和可靠性对确保核设施安全运行至关重要.在新的形势下,应不断总结实践,分析客观存在的不足,研究落实核安全设备监管新举措,以强化监管,促进质量的提升,为核电安全高效可持续发展保驾护航.

简介：数字化控制是核电发展的必然趋势，核电厂数字化控制系统（DigitalControlSystem，DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性，以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能，需要关注安全工程领域的新研究成果，将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-TheoreticAccidentModelingandProcesses，STAMP）安全模型，对比分析了其与传统安全模型的优缺点，说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-BasedHazardAnalysis,STPA）技术的基本步骤，并根据STAMP在国内外的应用情况，对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。

简介：加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行，具有次临界固有安全性，同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点，被国际公认为核废料处理的最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生，束流的瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率的波动，从而影响整个ADS系统的安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型的基础上。提出一种新型的ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT，通过用户自定义功能（UOF）将中子动力学模型（PKM）和燃料棒瞬态热分析模型（PTM）集成进入FLUENT软件中，完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD／NEA发布的ADS失束事故国际基准例题进行模型验证，关键校验参数与发布结果吻合较好，最大计算误差为5．2％，与国际同类功能的计算程序相当，模型具有一定的可信度，可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。

简介：核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。

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：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：从1992年至2012年的我国核电厂以及其他国家核电厂的运行事件资料中,收集了17起与控制棒组件及其驱动机构相关的异常事件,对其进行了统计和分类,并分析了控制棒肿胀或燃料组件变形的影响、驱动机构焊缝的泄漏或渗漏、控制棒棒控系统的可靠性几个重要问题,提出了一些经验反馈的建议.

简介：本文介绍杭州2016年G20峰会期间，性监测情况。监督结果表明：全市放射源、宁波地区辐射安全保障工作和辐射环境监督射线装置、输变电设施等处于有效监管下，与往年相比全市辐射环境水平处于正常范围。同时，从监督性监测、现场检查、工作思路、核安全文化、应急能力等方面对进一步加强监管提出建议。