简介：为了确定短寿命放射性医疗废物能否清洁解控及短期的衰变贮存是否有效,本研究使用γ谱仪分析已放置了10个半衰期以上的低水平含~（99）Tc~m的放射性废物中残留的放射性核素,通过核素的全能峰定性,通过感兴趣区的净峰面积定量。经过了衰变贮存,虽然所有核素的活度浓度均低于相应的清洁解控水平,但在~（99）Tc~m废物中检出了长寿命核素~（137）Cs、~（155）Eu、~（23）Te~m、~（154）Eu,其中~（137）Cs、~（155）Eu分析为~（99）Tc~M的母体~（99）Mo生产过程中产生的杂质核素进入~（99）Tc~m所致,~（123）Te~m、~（154）Eu可能为~（99）Mo靶中杂质核素衰变而成。半衰期最长的长寿命核素~（157）Cs的半衰期为30a,短期的衰变贮存并不能使这些长寿命核素活度显著减少,可见控制放射性药物的核纯度具有重要意义,可防止后期产生的医疗废物处置复杂化。

简介：回顾了破前漏(LBB)的发展历史,并分析了LBB在中国的应用前景.分析了关于材料断裂韧性不同的表达方法和测量方法.根据不同国家的实践,分析了LBB对材料性能的要求.

简介：“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

简介：冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标，也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的C值要求，可供核电设备设计、评审时应用。

简介：主要是从CANDU堆停堆大修期间的核安全管理方面论述CANDU大修期间的核安全要求及依据以及制定这些核安全要求的背景。其内容包括对停堆大修核安全要求这个管理程序的介绍，CANDU堆大修期间存在的核安全风险及应对措施等。

简介：探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定，对比现行中国可引用的法规之间在输入地震动要求方面的异同，并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时的对应关系，随后对各个法规的技术背景、要求及实际应用进行了评述，为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准的完善和修订提供参考。

简介：本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

简介：针对现有核电厂设备电磁兼容性测试的不足,探讨了国内核电厂仪表控制系统在核电厂电磁环境下的电磁兼容性要求和评价方法。建议加强核电厂仪表控制系统的电磁兼容性设计,以保障核电厂安全、稳定的运行。

简介：本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及：非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于非能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题。

简介：主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。

简介：主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

简介：基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。

简介：介绍了日本核电厂新安全要求的出台背景和内容概要,分析了新安全要求现阶段存在的问题和需要改进的方向。将日本核电厂新安全要求中的内容和特点加以总结,为我国提高核安全监管水平提供借鉴和参考。

简介：本文给出了核电厂信息安全的概念和内涵,研究了IAEA和NRC对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,分析了我国法规对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,对强化数字化仪控系统信息安全监管要求提出了建议。

简介：介绍了维修规则中的性能指标概念和作用，重点介绍了维修规则中可靠性和可用性指标设定的几种方法。以三门核电厂用水系统为例，采用不同方法计算了各个序列对应的可靠性指标，并进行了计算方法的比较和验证，计算结果与概率安全分析的假设相一致，并证明这些方法均可用于维修规则中性能指标设定的具体实践。

简介：

简介：根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》[1]的要求和核技术应用单位监管的实际情况,对核技术应用单位向监管部门提交的安全和防护状况年度评估报告的内容和格式提出了具体的要求,为核技术应用单位编写年度评估报告具有借鉴作用。

简介：结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(SafetyofNuclearPowerPlants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。