简介：核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全。人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计。本文介绍了在对台山核电厂（EPR堆型）PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法。

简介：通过将先进的核电厂主控室与常规主控室进行比较，说明了先进的核电厂主控室一些新的技术特点。为适应这些技术特点，在审评过程中就需要考虑新的技术要求，对此进行了原则性的总结和探讨。

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：核工业主要应用的机器人包括应急响应机器人、去污清理机器人、在役检查机器人、特定作业机器人等，本文对各国核工业机器人的研究现状进行了介绍，并分析核电厂机器人涉及的耐辐射性能、系统可靠性能等。

简介：分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。

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：本文介绍了高压输变电工程的环境影响和防护标准,讨论了我国在高压输变电工程环境影响评价中存在的一些问题,尤其是对防护标准的理解和使用的问题,并指出这些问题可能导致出非预期的负面结果。

简介：根据核电发展规划,十三五期间我国还将有几十台机组开工建设。在这种形势下,我国核安全监管部门如何利用现有资源进行有效监督,成为亟待解决的问题,而核安全监督员能力的提高是实现监管能力现代化的一个重要内容。本文介绍了某核电厂一起违反机组运行技术规范事件的发现过程,进而探讨在新形式下如何加强核安全监督员主动发现问题的能力。

简介：本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13m,与推理公式法计算结果0.10m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。

简介：介绍了国内法系核电机组在首循环出现一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量限值的一系列运行事件。通过对这一类型运行事件的深入探讨，找出导致事件发生可能原因，进行安全影响分析，提出了建议纠正的措施。可作为运行机组以及后续新建机组的参考，以期避免类似事件的重复发生。

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：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：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：从挪威和俄罗斯政府开展的核行动计划合作项目,放射性同位素热电发生器的技术和安全,拆除、转送、拆卸、储存、运输和处理等退役过程,假想事故场景,辐射监测,剂量,应急措施等方面对2004-2009年俄罗斯西北部放射性同位素发电器退役活动进行了风险和环境影响评价。RTG退役的风险和环境影响评价的实践,已证明RTG具有高稳定性以及在正常情况下放射性物质向环境释放的低潜在风险,退役过程中未曾发生放射性气体释放或物质泄漏事故。

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：<正>(2010年11月10日)各位委员、各位专家,女士们、先生们、朋友们:很高兴与大家再次相聚,共同探讨中国环境与发展问题。这次年会以"生态系统管理与绿色发展"为主题,围绕中国制定"十二五"规划、探索环保新道路等议题进行研讨,这对于我们加快建设资源节约型、环境友好型社会,有着积极作用。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

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：在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明：对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。

简介：GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。