根据风险信息制定安全要求的技术框架

介绍了美国核管会（NRC）根据风险信息对生产与应用核设备的许可证审批（10 CFR 50）中的安全要求进行评估、修改和补充的技术框架，主要包括高层纵深防御策略、定量安全目标以及评估步骤等内容。从风险的角度，对核电站运行和维修管理的一些分析和应用实例进行了简要介绍。     

压水堆核电站严重事故下的设备鉴定

本文给出了压水堆核电站严重事故下设备鉴定研究的基本内容和研究结果。对需鉴定设备的确定原则,鉴定环境条件包括压力、温度及辐照剂量的确定方法,以及设备鉴定建立的过程进行了详细的讨论和分析。        

核电厂安全级设备鉴定及技术发展的探讨

核电厂安全级设备鉴定是保障电厂安全功能完整的一项重要措施,也是核安全文化的重要体现。但是,目前设备鉴定存在着诸多理解偏差或缺失。本文结合核安全设计理念,阐述了设备鉴定的基本流程和方法以及具体的实施原则,指出了设备鉴定技术的改进和发展方向,从而为建立一个整体的设备鉴定体系提供参考和依据。     

法国压水堆电站系列及技术的最新改进

法国从７０年代初引进美国西屋公司的９００ＭＷｅ压水堆核电站,在随后几十年的发展中,走过了从引进消化,改进完善到自己独立设计这样一条核电发展之路。目前法国拥有的压水堆核电站包括三个系列,３４台９００ＭＷｅ级,２０台１３００ＭＷｅ级和４台１５００ＭＷｅ级（其中两台已投入运行,二台正在建设中）共５８台核电站机组。从最早引进的９０９０ＭＷｅ级压水堆电站到今后的１５００ＭＷｅ级（简称Ｎ４,“Ｎ”代表法国的最     

我国核电设备国产化的研究

本文根据我国核电站设备设计和制造的经验与实际能力,分析了600MW 核电站设备国产化的必要性和可能性。笔者指出:抓好核岛设备的设计,是国产化的关键;在核电设备制造方面,我国已有一定的基础,只要稍加措施,增添少量关键加工设备和测试仪器,估计可以适应当前的要求。笔者还提出了对现阶段核电设备国产化的步骤和措施。最后,具体分析了我国首套600MW 核电机组的设备制造情况,综合测算其国产化率为70%左右。     

核电厂控制机柜的最小安装间隙

本文提出了一个用于核电厂控制机柜的最小安装间隙的计算公式,并作了实例计算。     

先进轻水堆核电站的用户技术设计要求

自美国电力研究所用 求文件和欧洲用户要求文件发表以来,目前已被用于好几个先进轻水堆核电站的设计,有关国家的核安全管理当局也对这些文件持肯定的态度。本文重点描述了ＵＲＤ和ＥＵＲ的文件结构,所阐述的有关安全 及所建立的主要定量安全要求,并简便介绍了有关核安全管理当局对这些用户要求文件的看法。     

核安全重要设备和系统的定期试验以及再鉴定试验

1前言 WWER型压水堆核电站利用低富集度铀核裂变释放大量热能产生的蒸汽推动汽轮发电机组发电。核燃料在核裂变过程中除了释放巨大的能量以外，还伴随着大量放射性物质的生成，为阻止大量放射性裂变产物释放到周围环境中，核电站采用了纵深防御设计概念，并贯彻予核电站安全有关的全部活动过程。     

国际核应急要求与技术的某些进展

前苏联切尔诺贝利核电站事故以来的十多年期间,国际上在对核应急工作的概念、范围、基础结构、计划要求、干预、以及应急技术等方面都有了很大的进展。另一方面,我们国家的应急工作也在绝大多数方面取得了可喜的进展和很大的成绩。我们应该在充分注意总结自己宝贵经验的同时,继续加强对国际上相关进展和经验的关注和研究,以使我国的核事故玫辐射应急能够在现有基础上再上一台阶。     

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。     

核电厂安全有关的现场仪表设备环境鉴定

介绍了核电厂１Ｅ级和核安全级现场仪表设备环境鉴定目的，鉴定的基本内容及鉴定方法，步骤，顺序等基本要求。     

压水堆核电站的用钢量及要求

文中简要介绍了西德压水堆核电站机械设备的分级,用钢量及要求。     

核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法

为了实现核电厂的基本安全目标,核岛系统设置了一系列安全功能,并配置了相应胡系统和设备.这设备的鉴定对于保障核电厂设备良好运行起着重要作用.探讨了设备鉴定的目的、功能要求的确定、设备鉴定的环境条件以及重要老化机理的确定,从而给出了核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法.     

压水堆核电站堆本体主要部件的用户安全要求

堆本体主要部件(包括反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构)的功能是压水堆核电站安全服役的关键。本文论述了这三个堆本体主要部件的功能要求、设计要求和其它特殊要求，可做为压水堆核电站设计工作的参考。     

核电站设备管理信息系统的设计

本文从核电工程的投资，进度的质量三大控制出发，简要介绍了核电站建设期间设备采购管理系统的需求分析，网络配置，编码设计，系统功能划分，程序设计等的设计思想和实施方法。     

核电站职业性辐射防护的设计要求

本文分析了国外核电站正常运行期间职业性照射的特点及有关的防护标准;提出了与辐射防护基本原则对应的设计指标,建议采用的限值为:个人剂量当量2.5rem/y,人均剂量当量0.5rem/y,集体剂量当量500人·rem/1000MW_e·y;并以图示概述了减少核电站职业性照射的设计措施。