微型反应堆的核安全审评与监督

前言功率为27kW、堆芯大小为直径×高度=242×250mm~2,以含富集度为90.3%~(235)U的铀铝合金为燃料元件,中子通量密度达1×10~(12)n/cm~2·s的微型反应堆,主要用于中子活化分析、短寿命同位素生产、教学和培训等。     

秦山第三核电厂核安全审评和监督管理

几年来，国家核安全局认真地组织和实施了对秦山第三核电厂建造许可证、首次装料批准书申请的核安全审评，开展了现场土建、安装、调试和试运行的核安全监督。本文就国家核安全局对秦山第三核电厂的建造、调试及试运行阶段中的核安全审评和监督管理工作进行了总结和回顾。     

技术规格书与运行核安全监督

运行技术规格书以设计原则和假设为基础，以保证三道屏障的完整性为目标，确定了一整套核电厂运行阶段所必须遵守的限值和条件。严格遵守技术规格书是保障核电厂运行安全的重要方面之一。本文介绍了大亚湾核电站运行技术规格书的主要内容及国家核安全局对大亚湾核电站遵守技术规格书进行的监督管理。     

核安全审评中的竖向地震反应谱

介绍了民用核设施抗震设计的基本要求.从地震反应谱的基本概念入手,分析了核安全审评中应该关注的厂址地震反应谱和设计地震反应谱.从区分绝对反应谱和相对反应谱入手,剖析了竖向地震反应谱和水平地震反应谱之间的区别及联系,并就我国目前实际情况,对厂址竖向地震反应谱的确定提出了建议.     

压水堆铀燃料元件加工设施的核安全审评

介绍压水堆铀燃料元件加工设施的核安全审评原则、审评要点和审评实践。审评原则包括：基本原则，工程原则和管理原则。审评要点包括：UF6泄漏，核临界和火灾爆炸。这三种事故无论发生哪一种都将会造成不同程度的放射性物质的释放或产生辐射危害。针对宜宾核燃料元件厂扩建工程的实际情况，除上述三个要点以外，由于通风系统存在缺陷，导致某些UO2粉末发尘的岗位空气中的铀浓度偏高也列入重点审评范围。     

民用核安全设备许可审评中的常见问题及建议

《中华人民共和国核安全法》《民用核安全设备监督管理条例》明确规定,为我国核设施提供核安全设备设计、制造、安装和无损检验服务的单位,应当向国务院核安全监督管理部门申请许可证.本文对民用核安全设备许可评审过程中的常见问题进行分析和总结,并提出合理的建议,以便申请单位在编写申请材料时参考.     

秦山核电厂安全壳强度与密封性试验的核安全监督

本文主要介绍了秦山核电厂一期工程首次装料前安全壳强度和密封性试验中核安全监督的主要内容。     

核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析

以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。     

秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进

秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管．使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷由于取样管道过长（特别是水平取样管道）．会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室．取消了长度为85．4m水平取样管线．取样管改为只有70．6m的垂直管．试验测试及评价结果表明：放射碘的取样校正因子可取作1．65对于放射性气溶胶．按最保守的估计．事故工况下．其校正因子最大也不可能大于1．65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作 1.1.     

核电厂通风空调系统的安全审评

介绍了核电厂通风空调系统安全分析的内容和要求,并结合二代改进型核电厂中一个典型专设安全设施通风空调系统的实际,具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中的关注点。     

核电厂安全系统软件单元测试的安全审评

软件单元测试过程在核电厂安全系统软件的测试以及范围更广泛的验证与确认工作中占有重要的地位。软件单元测试过程是一个综合的、系统化的过程,它应满足软件测试相关的文档要求。在对软件单元测试过程进行审查时,要关注它对软件安全需求的覆盖情况、软件内部结构的覆盖情况以及工作的独立性。     

EPR核电厂设备安全分级审评和评述

介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。     

核电厂选址阶段的核安全监督

根据核电厂选址程序以及相关的规范标准，结合前一时期核电厂选址．分析了核电厂选址阶段核安全监督的方式和特点，并对当前监督存在的问题进行了讨论。     

秦山核电厂外围环境热释光剂量计监测十年回顾

回顾了浙江省辐射环境监测站十年(1992～2001)来对秦山核电厂外围环境热释光剂量计(TLD)监测工作。监测结果表明：十年间常规监测测得的秦山核电厂外围环境TLD贯穿辐射剂量率范围为59～170nGy／h，年平均值为91．5nGy／h；历年的监测结果皆比1989～1990年度本底调查年平均值10g．9nGy／h低10％～20％，平均低17％。就这一监测结果进行了初步分析。     

核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定

探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.     

秦山核电厂堆物理设计中的计算程序及其校验概况

描述了秦山核电厂堆物理设计中应用的计算程序及其计算结果与实测值的比较。结果表明,理论计算值与实验测量值符合良好。最后说明了这些计算程序的某些特点。     

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。