简介：本文简单介绍了电磁辐射和生物效应的原理和现象以及相关的研究情况和标准。包括：电磁辐射对机体的影响，电磁辐射对人体影响的研究情况，行业的卫生标准和生活中与电磁辐射接触的机会。

简介：根据国内外核电厂运行经验，在高振动条件下小支管（管径小于2英寸的连接支管）与母管连接处的焊缝容易疲劳失效，增大管内的放射性液体泄漏风险。岭澳核电厂十年定期安全审查（PSR）项目对反应堆冷却剂系统的一些辅助系统和专设安全系统的小支管振动疲劳情况进行普查，对振动过高的小支管进行了安全评估，对未通过评估的小支管采取相应的减振措施，以确保核电厂的安全运行。本文在调研分析主要核电国家初始筛选标准的基础上，确定了PSR项目的初始筛选原则，并举例介绍其应用。

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：本文研究了核安全规划中关于＂实际消除大量放射性物质释放的可能性＂这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对＂设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性＂的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^-7/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^131I的放射性释放定为＂大量放射性释放＂。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足＂实际消除＂安全目标。

简介：对压水堆核电厂的严重事故进行了概述,通过对“实际消除大规模放射性释放”概念的探讨,得到了11条结论,各种文件所表达的精神基本一致.对欧洲各国、IAEA来说,“实际消除”的意义有所差异,“实际消除大规模放射性释放”这个概念易于操作,便于公众理解,但在概念和逻辑上存在容易被攻击的缺陷.

简介：核电厂运行经验表明,在核电厂应急堆芯冷却系统、安全壳排热系统以及余热排出系统等安全系统中不凝气体的积聚可能会导致系统不能执行其既定的安全功能。美国在20世纪80年代便对不凝气体积聚的问题进行了研究。本文阐述了不凝气体对核电厂安全系统的影响,并介绍了美国对不凝气体积聚问题的研究进展及现状,主要包括在NRC发布的GL-2008-01中的主要内容和核电厂的响应情况、有关阻止和管理系统内气体积聚的指导文件（NEI09-10）以及AP1000核电厂针对不凝气体积聚所采取的措施。

简介：为改善公众对核的认知,基于作者的工作实践,通过对当前背景下涉核科普工作现状的分析,发现了存在诸如顶层设计不足、方式单一、对象定位模糊、吸引力不强、频道不统一等问题。以此提出做好顶层设计、推动法规制度建设、改进方式方法、强化互动体验式、精准定位对象、增强通俗易懂性、丰富科普内容以及利用好新媒体平台等建议,为涉核科普工作的开展提供参考。

简介：核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。

简介：本文介绍了我国和国际上一些国家和地区的核安全立法情况，阐述了我国加强核安全立法的重要性。

简介：本文根据作者核安全监管工作经验和参加对东方重机违规补焊事件的调查处理工作的经历,分析了核安全设备活动中人为与组织因素方面存在的主要问题,认为人为与组织因素已经成为制约核能与核技术利用事业健康发展的一个重要因素,并提出了核安全设备活动核安全监管一些必要措施.

简介：秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.

简介：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。

简介：一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。

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：结合核电厂前期选址工作中的经验,通过具体案例,从概率评价的计算方法到参数的选取,对飞机坠毁的概率评价问题进行了讨论。结论指出,从目前到2020年,典型核电厂址区域内坠机概率的量级介于10-9和10-8之间,小于筛选概率水平10-7,厂址区域内坠机事件不构成厂址成立的颠覆因素。

简介：四价铈Ce（IV）去污虽为一种高效的放射性污染金属去污工艺,但其产生的废液存在残留Ce（IV）腐蚀设备的安全隐患,废液中NH3的释出影响环境和人体健康,废液中含有的有机质影响后续处理工艺等问题均值得关注。研究表明,残留Ce（IV）可通过还原法消除其腐蚀问题,加热煮沸废液可有效去除NH3,臭氧氧化处理工艺能显著分解废液中所含的有机质。

简介：国家核安全局于1995年发布了《核设备抗震鉴定试验指南》（HAF·J0053）,对我国核设备抗震鉴定工作起到了很好的指导作用.《指南》的“多频波法”要求“由每个人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz至24Hz范围内的功率谱密度（PSD）曲线必须包络由要求反应谱计算出的对应频率范围的功率谱密度80％的曲线”.但如何根据“要求反应谱”推导出具有合理保守性的可接受的“功率谱密度”是至今尚未解决的问题,这给核安全监管工作带来很大困惑.本文首先从编制《指南》的主要参考蓝本入手,分析了功率谱密度要求的意义及必要性；然后从反应谱和功率谱密度的定义和计算方法着手,结合“合理保守性”的监管原则,探讨从“要求反应谱”推导“最低可接受功率谱密度”的方法；最后,对我国今后相关的规范标准制定和修订工作以及核安全监管工作提出建议.

简介：介绍了温排水环境影响审查的现状，讨论了温排水限值与监管混合区，对制定温排放审管标准和改进温排放提出了建议。

简介：论述核电厂设计基准风速的若干问题，主要涉及到与设计基准风速有关的基本概念，数据来源与收集，数据组选择和统计分析方法。

简介：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。