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：核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考.

简介：简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。

简介：本文通过针对美国核管会相关导则和技术文件的分析,梳理了美国核管会洪水评价依据、计算方法、审评者的审查策略以及福岛后的最新经验总结等方面内容。通过示例重点叙述了层次分析方法评价方法在洪水评价中的应用,在此基础上阐述了美国核管会未来对美国核电厂防洪安全评价的改进和对今后工作的展望,文章最后对上述内容进行了总结。

简介：通用粉末衍射仪是中国散裂中子源一期工程三条谱仪中的一条。它在运行的过程中会有辐射的产生，因此我们设计了人身安全联锁系统来保护工作人员的安全。本文阐述了GPPD人身安全联锁系统的设计原则、控制区划分、系统架构。对联锁PLC系统、联锁钥匙系统、联锁门禁系统进行详细的介绍。详细描述控制区进出及清场流程。最后，对调试及运行情况进行了总结。

简介：在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题已是核能界广泛关注的核安全问题，国内核安全监管部门和核电厂营运单位正积极推动该问题的解决。本文介绍了国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进工作的进展情况，从审评人员的角度说明了对解决该问题所持的态度及相应的监管要求，并阐述对国内相关核电厂逐步开展该项工作的总体设想。

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：核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验，文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍。对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。

简介：本文以广东某核电厂设计基准风速的确定过程为例,通过对不确定因素的深入分析以及校核计算的验证,探讨了设计基准风速确定过程中值得注意的几个常见问题。根据法规对确定核电厂设计基准的相关要求,本文对核电厂设计基准风速确定过程中不确定因素的处理提出了建议,并讨论了相应的取值原则。

简介：《民用核安全设备监督管理条例》明确规定民用核安全设备设计制造等活动单位需要申请领取许可证或进行注册登记.国家核安全局修订颁布了相应的部门规章和配套文件.本文简要列出了申请许可证和注册登记单位的基本条件,讨论了许可证和注册登记审查过程中遇到的一些问题.

简介：中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。

简介：硼中子俘获治疗装置的核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置的辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自的优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便的安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统的架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。

简介：龙卷风是在核电厂选址、设计和安全评价中需要考虑的重要外部自然事件,对于可能发生龙卷风的厂址区域,应对设计基准龙卷风进行评价。本文针对我国7个滨海厂址,按照核安全导则HAD101/10中的龙卷风风险度评价方法,计算了7个厂址的设计基准龙卷风风速,并定量分析了设计基准龙卷风风速对拟合样本区间和高强度样本评级的敏感性。结果表明,高强度级别的龙卷风累积频数分布是否满足对数线性规律决定了设计基准龙卷风风速计算结果的稳定性。对于计算结果不确定性较大的厂址,本文给出了评价中应关注的问题和采取的对策。

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。

简介：本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

简介：AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。

简介：核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术，预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程，以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算，同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析，利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算，对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明，预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压，安全壳整体结构是安全的，这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致，可供工程设计人员参考。

简介：固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型，因其堆芯设计的独特性，例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题，当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象，并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序，总结了这些程序的特点，并给出了相应的结论。

简介：本文从审评遇到的实际问题出发，给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定，介绍了各种不同应急给水系统的设计，以及不同配置在多样性问题上的考虑，最后从全厂断电及共模故障的基础上论证了应急给水系统多样性设计的必要性。

简介：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。