简介：根据核电厂换料大修的特点,介绍大修经验反馈的可行性和必要性,同时按照时间节点,将大修经验反馈分成大修前、大修中和大修后3个阶段分别进行详细说明和讨论,并分别对其反馈方式、可行性等方面内容进行研究。最后总结了目前大修经验反馈工作中存在的主要问题和不足,并提出了改进方法的建议。

简介：各国核安全监管部门、国际原子能机构（IAEA）都将经验反馈作为保证核电安全的必不可少的手段,并不断加强对经验反馈体系运行有效性的监管以及提高事件的评价能力,提高经验反馈工作的有效性。本文简要介绍了国内外经验反馈发展的历史和现状,提出了针对国内核安全监管部门在经验反馈工作的一些思考和建议。

简介：目前，经验反馈已成为全球范围内各核电站安全管理的一项重要举措，其对核安全的促进作用越来越重要。本文阐述了经验反馈对核电站安全的重要意义，介绍了一些重要国际组织和国内核电站经验反馈工作的建设和运作情况．同时发现了一些问题和不足，并结合实际从中得出一些与核电站经验反馈工作相关的建议，以促进经验反馈工作的不断优化。切实提高核电站的运行安全和业绩。

简介：核电厂冷源相关系统的功能丧失能够威胁机组安全。针对近期国内核电厂出现海洋异物堵塞取水口事件或异常,本文首先简单介绍了国内核电厂典型取水系统设计;然后对国内海洋异物堵塞影响核电厂冷源事件进行梳理,分析了国、内外典型冷源堵塞事件;最后总结了以往核电厂预防和应对此类情况时存在的问题,并针对问题给出经验反馈建议,以期提高核电厂应对冷源堵塞突发情况的能力。

简介：考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义,列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请,并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍,同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。

简介：岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行的新建核电厂，在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生的运行事件进行归纳总结，发现事件的原因主要是在以下3个方面：调试与运行衔接、数字化控制系统（DCS）和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议，可供同类核电厂进行参考。

简介：核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。

简介：在福岛核事故中，由于缺乏可靠的乏燃料水池仪表指示而影响了决策者对应急响应行动的部署，乏燃料水池的安全问题因此受到高度关注。福岛核事故后，各国通过经验总结对乏燃料水池仪表的可靠性提出了更高的要求。本文介绍了中关两国对于提高核电厂乏燃料水池仪表可靠性的相关要求以及美国发布要求的背景、命令的内容及达到的要求时间限期；分析了美国河湾核电厂对美国提高乏燃料水池液位仪表可靠性的响应行动；介绍了中国针对乏燃料水池液位仪表可靠性提出的要求，并对中美两国的改进要求进行了分析比较。

简介：从1992年至2012年的我国核电厂以及其他国家核电厂的运行事件资料中,收集了17起与控制棒组件及其驱动机构相关的异常事件,对其进行了统计和分类,并分析了控制棒肿胀或燃料组件变形的影响、驱动机构焊缝的泄漏或渗漏、控制棒棒控系统的可靠性几个重要问题,提出了一些经验反馈的建议.

简介：本文介绍了在法国900MWeCP1-CP2系列核电机组定期安全审查中制定安全重要设备清单时确定安全分级所用的原则和方法。除了对分级清单增补机械设备和电气设备项目外，还引入了安全重要的非安全级（IPS—NC）设备的概念、原则和有关要求。

简介：本文从风险管理的视角分析了中国核能发展的现状,运用风险管理的方法识别出我国在核能的发展过程中存在的各种风险因素。以山东省某核电厂为研究背景,运用未确知测度模型从自然、技术、经济、管理、法律法规、政策等层面评价我国核能的发展过程中存在的各种风险及其危害程度,以期为政府主管部门的决策、危害评估提供理论参考,探寻中国特色的核能安全风险管理新模式。

简介：核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。

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：结合核电厂前期选址工作中的经验,通过具体案例,从概率评价的计算方法到参数的选取,对飞机坠毁的概率评价问题进行了讨论。结论指出,从目前到2020年,典型核电厂址区域内坠机概率的量级介于10-9和10-8之间,小于筛选概率水平10-7,厂址区域内坠机事件不构成厂址成立的颠覆因素。

简介：介绍了日本柏崎·刈羽核电厂遭受强烈地震时的情况，以及国际原子能机构（IAEA）专家评审组在现场发现的问题及其经验反馈。

简介：本文介绍了核设施通风系统碘吸附器现场试验的三种方法：放射性甲基碘法、氟利昂法和环己烷法,并对这三种方法进行了比较,研究认为这三种方法均可以用于碘吸附器有效性评价试验,但各有利弊,应根据各通风系统的设计特点和现场实际情况来决定使用的方法。

简介：本文通过针对美国核管会相关导则和技术文件的分析,梳理了美国核管会洪水评价依据、计算方法、审评者的审查策略以及福岛后的最新经验总结等方面内容。通过示例重点叙述了层次分析方法评价方法在洪水评价中的应用,在此基础上阐述了美国核管会未来对美国核电厂防洪安全评价的改进和对今后工作的展望,文章最后对上述内容进行了总结。

简介：放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题，本文介绍了模式验证和确认的实用方法，并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。

简介：介绍了国际上对PSA开发质量和应用过程进行规范的技术标准和导则,以ASME标准和RG1.174、RG1.177为例,对这些标准和导则的适用性进行了分析,并结合我国的PSA开发与应用趋势,提出了建立我国技术标准和导则的建议。

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。