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。     

核电厂选址及环境影响评价应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址工作,根据核安全以及环境保护的有关法规要求,重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点,并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。     

试论核电厂选址阶段对核事故应急响应条件的考虑

本文分析了在核电厂选址过程中应考虑的核事故应急响应条件.指出这些条件也是决定厂址是否实际可取的重要因素.     

核电厂应急操作规程的几个问题

本文介绍了作者多年在核电厂模拟机事故培训中所积累的一些亲身体会，其中包括如何正确理解的使用应急规程，以及应急规程使用中对核电厂操纵人员的要求等。     

我国内陆核电厂选址评价中应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址的实践,分析了我国内陆地区核电厂选址与滨海地区存在的主要差异与特点,并根据核安全以及环境保护的有关法规要求,提出我国内陆核电厂选址调查评价应关注的问题.     

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

内陆核电厂放射性废液排放的主要问题分析

内陆与滨海核电厂的主要区别在于两类厂址的环境放射性受纳容量显著不同,使得低放废液的处理和排放成为内陆核电厂的关注点之一。本文针对AP1000,根据其标准设计分析了内陆核电厂放射性废液排放的三个主要问题:放射性、硼和表面活性剂的排放控制。分析结果表明,槽式排放口除氚外核素的放射性浓度要求和下游1 km处对受纳水体的氚浓度要求是内陆核电厂放射性废液排放的主要限制,因此必须通过增加处理工艺和依靠排放控制手段使其满足标准要求。硼和表面活性剂均是第二类污染物,在通过非放工业废水稀释和限制放射性废液排放流量的情况下,可以满足污水排放要求。     

田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。     

大亚湾核电站实施18个月换料的放射性后果评估

针对大亚湾核电站实施18个月换料技术改造的特点，计算了大亚湾核电站在正常运行工况下以及各种设计基准事故工况下对周围环境的放射性后果。计算结果表明，大亚湾核电站实施18个月换料技术改造后，正常运行工况安全设施的性能满足GB6249－86的要求。     

核电厂放射性废物管理策略研究

针对核电厂放射性废物相关的法规标准、处理技术现状及核电厂现场管理情况进行研究,总结出各核电厂存在的普遍性管理问题,提出了解决思路和管理建议,形成包含关键信息点的管理策略及路径,为国家核电厂监管部门的监管工作提供参考意见.     

核电厂应急撤离的有关问题

概述了国内外有关核电厂应急撤离的法规、导则，介绍了影响应急撤离的众多因素，对应急撤离路线设置进行了讨论。     

美国核管会关于核动力厂放射性后果分析的审管进展

介绍了美国核管理委员会新版的轻水堆核动力厂安全分析报告标准审查大纲中放射性后果分析的审管进展,讨论了委员会对放射性后果分析的见解.     

中国先进研究堆严重事故辐射后果研究

针对高功率研究堆建在大城市远郊区的特殊情况，提出了中国先进研究堆（CARR）严重事故辐射后果的验收准则。为进行CARR严重事故排放方案的设计，研究了不同事故排放方案下，CARR发生严重事故时的环境辐射后果。最终推荐提高反应堆大厅密封性并优化事故后密闭与排风组合排放方案，实现了CARR工程无场外应急的安全设计目标。     

我国今后新建核电站若干安全问题的考虑

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统、氢的控制和停堆状态下的安全问题     

对滨海核电厂防洪评价中海啸影响的一些认识

本文主要介绍了海啸的成因、危害以及在我国沿海发生的可能性等,并阐明了核安全法规和导则对滨海核电厂防洪评价中海啸影响的基本要求。本文还结合目前核电厂的多个工程实例,对海啸影响分析提出了一些建议。     

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.     

浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序改进

根据大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序接口,介绍了大亚湾核电站应急运行规程接口的确定办法及核电站应急计划的修改内容。     

核电厂址区域实施应急预案可行性的分析方法研究

国家核安全法规导则和要求规定,在核电厂选址阶段应当对厂址区域执行应急预案的可行性加以论证,确认在整个寿期内实施应急预案不存在不可克服的困难。本文介绍了核电厂厂址区域实施应急预案可行性分析的关注要素,以及实施隐蔽、撤离和食品饮用水控制可行性的分析方法,以期为后续核电厂址区域实施应急预案可行性工作分析提供参考。