简介：概述了广东大亚湾核电厂延伸运行的监督实践，探讨了目前监管核电厂新技术领域面临的一些实际问题，并就监督管理方面提出相关意见和建议。

简介：安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。

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：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：本文介绍了岭澳核电站工程地质勘测在五个阶段的实施情况即初步可行性研究、可行性研究、初步设计、施工图设计、工程建造等；说明了核电工程勘测的特点。

简介：1942年美国建立了世界第一个可控核裂变压应堆,揭开了人类利用原子能的新篇章。1954年(原)苏联建成了世界第一个5000千瓦的核发电站,显示了和平利用原子能的前景。现在世界上已有,40多个国家和地区建成了核电站,400多座核电站投入商业性运行。到1990年世界核电站总发电量已占总发电量的15％以上。法国核电量已占其全国总电量的75％,居世界首位,比利时达67％,美国是核电量最多的国家,核电量占全国总电量的16％,日本已达27％并计划到1995年达到35％,到本世纪末我国核电量将达到1000万千瓦。

简介：1引言尽管经历了三哩岛和切尔诺贝利两次严重事故的冲击,核能仍然是一种有生命力的能源。据1992年统计,世界上有420座核电机组在运行。有些国家,核能在其能源结构中占相当大的比例(法国核发电量占总发电容量的82％)。就核电成本而言,虽然在核安全方面投入很大,但也不是没有竞争力的。美国在1990年有如下统计数字:

简介：1引言核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保

简介：本文介绍《核电厂水文气象规定（试行）》（简称“规定”，下同）的编制原则，主要内容、与《电力工程水文技术规程》的不同处以及使用中的几个问题。

简介：1设计和前期工程质量概况秦山核电厂建设中始终受到中央及有关省市各级领导的重视和关怀,从人力、物力和经费上给予保证,并要求核电厂安全要做到“万无一失”。实行设计师、主任设计师负责制,建立了一系列设计管理制度,包括设计准则,计算、分析、技术条件、图纸和图表的制备。对设计文件的编制、审核、批准、分发、修订和保存作出了具体规定,并广泛收集国际上核电国家的标准和规范。1984年制定出“核蒸汽供应系统及所属设备分级暂行规定”(728DS7a—84),1986年又对设备、系统的安全分级、抗震分类进行了补充和调整,使得各项设计质量得到保证。

简介：从中国核电厂设计安全法规回顾，到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍，全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况，并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点，以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。

简介：主要叙述了与滨海核电厂厂坪标高有关的主要因素,并详细阐述了如何确定我国滨海核电厂的厂坪标高.

简介：我国改进型压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成.本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析改进型压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为.结果表明:烟囱高度增加、换热面积增加均使系统的排热能力增强;计算结果与理论分析结果相一致.

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：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：介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。

简介：本文论述了我国核电厂事故应急体系以及核电厂发生事故后,国家各部门的逐级应急响应程序和辐射防护方法,用于指导核电厂事故应急实践.

简介：

简介：本刊讯中国核工业集团公司于2005年3月21日至23日在北京召开了核电标准体系建设研讨会,国家发改委、国防科工委、国家核安全局的有关领导出席会议并作了讲话。共有18家单位的54位专家和代表参加了会议。各位领导在讲话中一致强调了核电标准

简介：采用一个基于流体静力平衡的动力学诊断模式对大亚湾核电站厂址区域的气象场进行实际模拟，研究了复杂地形和下垫面对流场的动力和热力作用。数值实验表明：模式能很好地模拟中尺度局地环流的基本特征和变化规律。在模拟气象场的基础上．利用MonteCarlo多源模式计算了污染物的时空分布和干湿沉积量。模拟结果显示：模式很好地反映在海陆风和山谷风环流及排牙山影响下大气参数的非均匀性和非平稳性。