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：主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

简介：美国联邦法规10CFR.Part50《DomesticLicensingofProductionandUtilizationFacilities》所规定的"二步法"核电厂许可证管理程序已自20世纪50年代开始在美国执行.为了进一步降低新建核电厂的投资风险和技术风险,美国在1989年颁布了新的联邦法规10CFRPart52《EarlySitePermits;StandDesigndardCertifications;andCombinedLicensesforNuclearPowerPlants》,即"一步法"核电厂许可证管理程序.新的联邦法规已被新设计的核电厂,如AP1000所采用.根据中国核安全法规HAF001/01《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一--核电厂安全许可证的申请与颁发》的规定,自20世纪90年代以来对核设施的许可证管理一直执行"类似于两步法"的许可证管理程序.本文介绍了中关两国相应的核电厂许可证管理程序的要求,并对其特点进行了分析和比较.

简介：结合核安全验证试验的审评需求,本文对热工水力验证试验评价的关键问题进行了研究。通过梳理热工水力核安全验证试验的种类及特点,分析了我国核安全法规对验证试验的要求,总结了国内外热工水力验证试验的监管及评价实践。基于热工水力验证试验的技术要素,提出了我国热工水力验证试验的评价方法。研究结果表明:我国验证试验关键技术环节的监管尚缺乏技术指导文件;国内外已有验证试验监管中,技术文件审查、试验现场见证、独立试验验证和质量保证评估是监管和评价的主要方式;基于试验装置及测量、边界条件及工况、数据分析结果等关键技术,结合质量保证的基本要求,可得到热工水力验证试验的评价要求。

简介：目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中，需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容，并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求，提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议，以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。

简介：本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环境下仪表测量的可靠性和安全性。本文利用DeltaEC热声计算软件对设计的热声测温装置各个组件尺寸进行了优化，目标是使得各个组件组成的系统性能最佳，即在同等工作条件下装置内气体震荡幅度最高。经过优化后，通过改变热端温度找到了热端温度与装置内声波频率的对应关系，近似为一条一次函数直线，因此新型的测温装置可以有效地实现非能动测量。

简介：描述了APl000主管道的制造技术要求，对国内近期APl000主管道热段的研制情况进行了综述，介绍了目前APl000主管道制造许可证的申请和颁发情况。

简介：核电厂温排水对生态环境造成的负面影响（即热污染）日益引起社会的关注，本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足。建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足，以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究，为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。

简介：2月3日,三门核电一期工程初步安全分析报告(PSAR)专题对话会在北京召开。本次会议由国家核安全局主办,中核集团三门核电有限公司承办。共约50名专家参加了本次会议,包括来自国家核安全局、环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心等单位的审评专家,以及三门核电、上海核工程研究设计院等业主方人员。

简介：核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。

简介：本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

简介：田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。