核安全杂志 部级期刊

风险指引型管理方法及在大亚湾核电厂运行安全管理中的应用

作者：贺禹; 张金隆; 鲍玉昆 刊期：2004年第03期

安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。

先进的核电厂主控室人-机界面审评中需要注意的几个问题

作者：刘素娟 刊期：2004年第03期

通过将先进的核电厂主控室与常规主控室进行比较，说明了先进的核电厂主控室一些新的技术特点。为适应这些技术特点，在审评过程中就需要考虑新的技术要求，对此进行了原则性的总结和探讨。

浅论核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故与SG二次侧水质控制

作者：王俊; 龚渊 刊期：2004年第03期

蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要...

采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析

作者：陈巧艳 刊期：2004年第03期

研究了冷凝回流在压水堆中破口失水事故中的作用。使用CATHARE程序．进行了主回路冷段5．0～25．0cm的中破口失水事故分析．采用了不使用冷凝回流模型和使用冷凝回流模型两种方法。使用冷凝回流模型最多可使峰值燃料包壳温度降低约300℃。

核电厂严重事故管理诊断

作者：浦胜娣; 黄东兴; 李吉根 刊期：2004年第03期

给出了严重事故诊断方法，包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断和以缓解严重事故为目标的决策控制诊断，明确严重事故期间要监督和控制的核电厂关键参数，以及这些参数的优先级，以采取合适的严重事故对策将核电厂带回到可控稳定状态。

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

作者：姚伟达; 张明; 秦承军 刊期：2004年第03期

“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...

核电厂设计基准风速若干问题的探讨

作者：张天祝 刊期：2004年第03期

论述核电厂设计基准风速的若干问题，主要涉及到与设计基准风速有关的基本概念，数据来源与收集，数据组选择和统计分析方法。

对滨海核电厂址风暴潮评价中两种方法的一些认识

作者：张爱玲 刊期：2004年第03期

风暴潮引起的灾害是中国沿海地区最严重的自然灾害之一，也是滨海核电厂址中设计基准洪水的主要起因事件。本文介绍了风暴潮评价的两种方法：确定论法和概率论法，并结合中国已有的工程实践对两种方法进行了分析和比较。

关于对民用核设备质量保证监查人员资格管理工作立法必要性的探讨

作者：朱宏 刊期：2004年第03期

本文对中国民用核设备活动单位质量保证监查人员资格管理工作的现状和立法的必要性进行讨论，并提出建立质量保证监查人员资格制度的初步设想。

核电技术自主化发展中安全保障技术的探讨

作者：佟立丽; 曹学武 刊期：2004年第03期

秦山核电二期工程的全面建成投产，标志着中国已基本具备“问鼎”百万千瓦级核电厂的能力，已基本具备核电技术自主化发展的条件。现恰逢机遇．核电规划的历史机遇是中国核电技术发展的关键历史转折期。然而，核电的安全性始终是影响核电发展的主要因素，因此必须加强安全保障技术的研究，以确保核电的安全。参照国际通用核电安全标准，结合核电...

台湾地区放射性废物处置

作者：李学群; 吴浩 刊期：2004年第03期

本文收集了近年来台湾放射性废物处置的有关资料，并作了初步分析，目的是为进一步了解台湾放射性废物现状及发展动态。

日本的核安全监督管理介绍

作者：宋琛修 刊期：2004年第03期

介绍了日本的核安全管理体制及在监管过程中所发现的营运单位和政府部门存在的问题，并简要介绍了日本核安全管理改革。

信息荟萃

刊期：2004年第03期