简介:本文论述了安装在核电厂和缓环境中1E级设备老化机理的非显著性及确定鉴定寿命的不必要性,明确了该环境中一般1E级设备的鉴定试验要求.
简介:本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法.对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论,并给出了一个初步的放射性总量估算方法.并与实际值进行分析比较,对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。
简介:2004年11月5日,中国原子能科学研究院举行2004年游泳池反应堆(SPR)场区应急演习,国家环保总局核安全司及核安全中心有关专家到现场进行监督评价。此次演习自早9:30分开始至10:45分结束,历时75分钟,验证了原子能院核事故应急计划的有效性、检查应急组织的应急响应能力。
简介:“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计,特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见.以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求,本文作了全面的总结,在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。
核电厂和缓环境、显著老化机理与设备鉴定
核反应堆退役初期辐射特性的探讨
中国原子能科学研究院举行游泳池反应堆场区应急演习
先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)中对核电厂抗震设计要求