简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

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：在核燃料循环过程中，不仅会产生许多放射性污染物质，同时也会产生许多非放射性污染物质，比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度，混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上，介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施，对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。

简介：蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。

简介：蒸汽发生器二次侧U形管防振条处经常会发生微振磨损,外来物对传热管的磨损也时有发生.本文介绍了传热管微振磨损及外来物磨损的概况,传热管微振磨损的机理,预测传热管的微振磨损量,垂直接触力和滑动距离.最后论述了美国西屋公司、法国法马通公司、德国西门子KWU公司和加拿大B&W公司对传热管微振磨损的防护措施.

简介：介绍了核电厂蒸汽发生器设计中应考虑的安全问题，包括传热管材料的选择、支撑板材料与结构设计、防振架材料与结构设计、管子与管板的连接和热工水力结构的改进设计。最后还介绍了ALWR—URD对蒸汽发生器设计的要求。

简介：开展国际合作、坚持国际接轨是我国核安全监管30年的一条极其宝贵的经验,也是我国核能安全健康发展的重要基础。当前在世界主要的核电大国中,我国在建核电机组数量最多,堆型最全。通过与国际组织的合作,不仅能借鉴核电发达国家的先进管理经验,也能对外展示我国核安全监管30多年来的成果,显示我国作为一个有核国家努力推动核安全的使命与担当,继而配合＂一带一路＂国家战略的实施,推动核电＂走出去＂。因此,有必要进一步加强核安全国际合作,充分利用国内国外两个资源,促进核安全监管体系和监管能力的现代化,保障核能事业安全高效发展。经济合作与发展组织核能署是核能专业领域非常重要的国际组织,具有广泛的影响力。本文将结合该组织的职能以及与我国核安全合作情况,就深化合作提出意见和建议。

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：压力管卧式重水反应堆（CANDU6）具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平，并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间，需要对再循环冷却水系统（RCW）进行检修，则需要并投入其备用系统，但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却，不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下，慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况，本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较，评估是否会由于温度过高而导致系统失效。

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：随着工业的发达和设备管理思想的发展,近年来人们对维修方法进行了很多的研究.本文首先分别阐述了以可靠性为中心的维修和状态维修方法,通过对两者的分析,提出建立以RCM分析为基础的状态维修体系.

简介：促进人与自然的和谐，是国民经济和社会发展全局赋予环境保护工作最重要、最根本的时代重任，是推进环境保护历史性转变的出发点和根本目标。坚持以人为本、全面协调可持续发展，积极推进生态文明建设，是新时期环境保护工作的基础和灵魂。

简介：使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。

简介：本文通过研究AP1000基于数字技术的△T超温/超功率保护功能的实现方式,分析了该实现方式相对于其他△T超温/超功率保护功能的实现方式的主要改进,说明了这种保护功能具有简单、有效和能够扩大运行范围的优点,指出了需进一步研究的内容.

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：自1986年国际原子能机构首次使用安全文化概念以来，世界有核国家均广泛采用，并加以推广。企业文化反映一个企业管理水平、员工素质等多方面内容．而安全文化可以认为是核电企业文化的核心，直接与电厂的运行安全和业绩有关。本文从组织和个体文化的角度，论述了核安全文化。

简介：环境保护部副部长吴晓青2008年5月23日在国新办发布会上说，到目前为止，灾区没有发生次生重大环境事件。此外，灾区的所有核设施均处于安全状态。核安全局专家和四川环保局组建的专业小分队发现的50枚放射源，已有35枚放射源进行收贮。

简介：当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,简称IVR）的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

简介：一次侧应力腐蚀（PWSCC）是一种晶间腐蚀，是因敏感的管子微观结构、高的残余拉应力和工作应力以及腐蚀性环境（高温水）引起的。防止PWSCC的措施包括：选择适当的管子材料、减小残余拉应力和改善腐蚀性环境、激光焊接衬管以及镀镍修补。

简介：本文描述了田湾核电站1号机组蒸汽发生器传热管缺陷的处理过程,北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督和在缺陷处理完成后的进一步监督工作.