简介：本文通过全面梳理与分析事故容错燃料（AccidentTolerantFuel，简称ATT）研发相关政策，指出现有政策以“制造强国战略”和“能源技术革命”为主线，事故容错燃料研发对于落实上述政策具有重大意义。文章最后还对政策的统筹协调、当前政策重点、近期和中远期规划以及产品应用给出了一些粗浅建议。

简介：本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略，简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状，指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化，可能在基准事故工况下生成大量碎片，提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力，以及滤网堵塞的临界碎片量，量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系，决定维修时机和维修优先级。

简介：现有后处理设施安全相关标准陈旧,缺项较多,不适应后处理发展的需要。文章首先论述了后处理设施的安全挑战,接着简述了总体安全要求,然后从预防核临界、辐射防护、辐射监测、工业安全以及应急准备与应急响应方面分析了后处理设施的重点安全要求与安全相关标准的需求,提出了制修订标准的建议。

简介：CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

简介：本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物的放射性、有毒重金属及重金属的存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物的镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量（GB15618）二级标准水平,但是部分固体废物中的铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物的部分放射性核素与重金属的物相结构存在较高的毒性风险。本研究为伴生放射性矿固体废物处置方法提供了参考依据。

简介：对＂实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放＂安全目标的准确定位,是正确理解HAF102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出＂十三五＂期间新建核电的安全目标和HAF102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。

简介：依据我国现行法规及标准，建立一套适用于放射性废物库退役源项调查的参考方法，并结合案例分析对建立的调查方法进行探讨，该案例应用此方法在未取得库体内放射性废物的情况下使用有限的监测数据作出了放射性废物量的合理估算。

简介：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：国家核安全局于2017年8月发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,鼓励核电厂逐步开展相关维修活动的优化研究,并建立维修有效性和风险管理体系。本文通过对维修规则技术进行研究并对技术政策的条款进行解读,使核电厂营运单位更充分地理解和执行技术政策,以推进风险指引型维修规则体系的建立和实施。

简介：通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

简介：从事故发生的背景与年表、IAEA访问任务与结果、放射源回收前的评估与准备工作、回收操作、经验反馈、生物学剂量测定等方面对2001年格鲁吉亚90Sr放射性同位素热源（RHS）辐射事故进行了详细介绍。格鲁吉亚90Sr辐射事故的实践证明,放射性同位素热电发生器（RTG）缺乏有效监管,未能及时把长期闲置的RTG拆除并将RHS安全送贮,擅自遗弃,是事故发生的原因;在格鲁吉亚当局有关部门和地方组织的支持下,在辐射防护专业知识和实践经验相结合的国际援助下,对受照者的医疗救治、放射源回收的准备工作和实践操作是合适、充分、有保障的。将为辐射事故应急提供经验和参考。

简介：本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法，并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析，将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较，以验证设计的合理性，结果证明二者基本一致。

简介：为选择适宜的核安全设备材料断裂韧性试验标准,文章对比分析了美国材料试验协会标准ASTME1820-15a和中国国家标准GB/T21143-2014的主要差异。总体上来说,两者在试验设备、试样尺寸以及试验步骤等方面相差不大,但在结果分析上有较大差异,ASTME1820-15a对结果有效性判定更有利。

简介：本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价，针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类，统计分析事件中潜藏的不利趋势，剖析趋势中存在的共因因素，结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。

简介：核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验，文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍。对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。

简介：我国运行核电机组大量增加,对运行机组的监管提出了新的挑战。核电厂运行技术规格书是限定反应堆正常运行边界,确保机组运行在安全限值和事故假设范围之内的文件,严格遵守运行技术规格书对确保核安全具有重要意义。本文从法规建设、能力建设、监管成效三方面分析了我国核电厂运行技术规格书的监管现状,从标准化、精细化、自洽性等方面梳理了目前运行技术规格书监管中存在的问题和不足,并就这些问题和不足提出了针对性的对策和建议。

简介：在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于^85Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10^-1mSv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15mSv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10^-6mSv,10km范围内公众集体有效剂量为3.75×10^-2人·mSv。

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：对于蒸汽发生器传热管破裂事故，现有的分析主要是计算对于环境的释放量，并分析至一、二回路压力平衡，而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础，将分析拓展至安全停堆状态，并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明：对于我国的CPRl000系列堆型，与SGTR短期阶段不同，在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入，这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。

简介：对灰色系统理论在核动力领域内的应用进行了探讨与分析。结合相关学者研究成果阐述了该理论在核动力参数状态监测、故障诊断及预测控制等方面的应用：并将灰色聚类算法用于蒸汽发生器故障分析，实现了典型故障的准确诊断；采用灰色预测控制思想对稳压器压力控制方式进行了优化，可有效改善控制品质。基于相关研究成果及本人所开展的工作最后就该理论在核动力领域的进一步应用提出了几点建议。