IAEA No.SSR-2/2核电厂安全:调试与运行 核电厂安全:调试与运行IAEA No.SSR-2/2(修订版1)

正该出版物中提出的要求用以确保核电厂调试与运行的安全,这些要求是基于过往经验与技术现状提出和建立的,并遵循《核能安全基本原则》中提出的安全目标与原则。该出版物涉及从核电厂调试、运行到核燃料清除这一过程,其中包括核电厂的维护和改造。同时该出版物不适用于退役过程本身,但涉及核电厂退役前的准备阶段,并对退役过程提出了额外的要求。与此同时,本刊物将常规运行、预期运行事件以及事故情况考虑在内。     

国际原子能机构安全标准核电厂安全:设计特定安全要求 第SSR-2/1(Rev.1)号

正该出版物替代2012年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/1号印发的"安全要求"出版物《核电厂安全:设计》。它考虑了2006年出版的《基本安全原则》。促进核安全的各种要求旨在确保达到"可以合理实现的最高安全标准",以保护工作人员、公众和环境免受核电厂和其它核设施可能引起的电离辐射的有害影响。人们认识到,技术和科学知识都在向     

IAEA与我国核电厂设计安全规定分析及比对研究

在国家"一带一路"战略下,中国核电产业作为国家名片出口海外受到了极大关注。中国核电"走出去"重要的一步是核安全相关法规标准与国际法规标准的接轨。国际原子能机构(IAEA)发布的核安全要求SSR-2/1(Rev.1)《核电厂安全:设计》是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。我国国家核安全局修编发布了核安全要求HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》。文章通过对SSR-2/1(Rev.1)与HAF 102—2016的研究分析与对比,阐述IAEA与我国核电厂设计的安全要求,并论述HAF 102—2016与SSR-2/1(Rev.1)的差异性。     

IAEA安全标准丛书No.SSG-39 核电厂仪表与控制系统设计IAEA安全标准丛书 具体安全导则

正该出版物是对两项安全导则的修订与结合,即IAEA安全标准系列No.NS-G-1.1和No.NS-G-1.3。该出版物对以上两项安全导则发布后仪表与控制系统发生的改变进行说明。主要变化与计算机应用的持续发展相关,也与仪表与控制系统的安全、稳定和实际使用上必要     

核电厂电力系统设计 IAEA No.SSG-34核电厂电力系统设计

正该安全导则为新建及已在运行核电厂的电力系统条款提供建议和指导。该导则适用于核电厂全部的安全重要电力系统以及优先供电。安全重要的电力系统的范围和安全电力系统范围在设计上相异。该安全导则列出了不同级别电压所必要的电力系统的最低推荐性设计要求,用以维持纵深防御和多样性防御。该安全导则应与核电厂安全分析报告共同使用以决定不同供电电     

IAEA No.NS-R-3核设施厂址评价 核装置厂址评价IAEA No.NS-R-3(修订版1)

正该出版物涵盖与厂址相关的因素以及有关运行状态和事故条件的现场组装相互作用因素,包括应对紧急事故的保证措施、非组装相关的自然因素及人因导致的安全重要事件。本安全要求标准中所考虑的外部人因事件都是偶发事件。该标准不覆盖为避免第三方故意行为对核设施装置安全进行的实体保护。此前关于本主题的安全标准适合陆上固定热中子核电厂,该标准则适用于范围更广的核设施,采用以评估对人和环境带来的辐射风险为标准的分级方法。该     

IAEA Safety Reports Series No.88 核电厂人为外部事件:裕量评估

正该安全报告旨在提供详细的方法及程序,用以评估核电厂抵抗假定或意外发生的人为事件的安全裕量。通过确定论方法和概率论方法对于给定的灾害予以裕量评估。该裕量是由最佳估计或守恒值来量化的,例如使用低失效概率(HCLPF)值的高置信度。虽然该出版物的重点在于裕量评估,例如像堆芯熔化频率、乏燃料池完整性丧失频率等意外引发的外部灾害的指标亦可据此计算得出。     

安全标准核电厂安全:调试和运行特定安全要求 第SSR 2/2(Rev.1)号

正该出版物是对2011年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/2号印发的"安全要求"出版物《核电厂安全:调试和运行》所作的修订。上次修订的目的是根据新的运行经验和核工业的新趋势重新构建《安全标准丛书》第NS-R-2号(2000年印发);纳入关于核电厂运行的《安全标准丛书》第NS-R-2号以往未包括的新要求;以及反映当前的实践、新概念与技术的发展。这一更新还反映了成员国和原子能机构安全相关活动对于标准使用情况的反馈     

IAEA安全报告丛书No.82 核电厂的老化管理:国际通用老化经验教训(IGALL)

正该出版物对合理的老化管理方案提供国际通用基础,同时为新型核电厂设计的老化管理、设计和安全评论提供知识储备。该出版物旨在为老化管理的可用信息建立一个引导图,解决能动结构和非能动结构的老化管理问题,以及水慢化反应堆中易受老化影响且能直接或间接影响核电厂安全运行的部件的老化管理问题。该出版物向以下三种核电厂提供信息:正常运行的核     

IAEA发布了《放射性物质安全运输条例》

IAEA于2012年10月发布了IAEA No.SSR-6:2012《放射性物质安全运输条例》(特殊安全要求)。该条例适用于所有对放射性物质的运输途径,例如陆路、水路或空运,包括放射性物质的使用所带来的搬运。运输包括与放射性物质移动相关联并涉及那些移动的操作和条件,包括包装箱的设计、制造、维护和修理,放射性物质和包装箱货包的准备、托运、装载、包括在运和     

IAEASS-R2/2核电厂安全:反应堆调试和运行安全标准系列

(出版日期:2011年7月14日)此出版物涉及核电厂的安全调试和运行。它涵盖了从核电厂调试和运行到核燃料的移出,包括在整个核电厂寿期内的维护和调节。它涵盖了对于调试的准备,但不包括退役过程本身。此出版物也建立了关于调试的附加要求。正常运行和预计运行偶然事件及事故工况也被考虑在内。     

标准动态

正国际原子能机构(IAEA)IAEA No.SSR-2/2:2011核电厂安全:调试和运行(出版日期:2011年10月)该出版物的目的是制订根据经验和当前技术状况必须加以满足才能确保核电厂安全运行的要求。     

IAEA核能丛书No.NP-T-3.16 核电厂事故监测系统

<正>在福岛核事故中,用来监测事故的仪器由于多种原因证实并不有效。事故的发生强调了对事故检测仪器有效性标准的再检验的需求。该出版物涵盖核电厂事故监测的全部相关问题,讨论的重点是从福岛核事故中吸取的教训与经验,包括核电厂事故管理和监测计划,核电厂运行状态监测参数的选择,特定事故监测仪器的性能、设计、质量、显示和质量保证标准的建立;     

IAEA核能丛书No.NP-T-3.5 核电厂混凝土结构的老化管理

<正>该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一,目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。同时该信息对核电厂运行商和管理者间与老化相关的许可问题的讨论提供通用的技术基础。     

IAEA No.GSR Part 4核设施和活动的安全评价 核设施和活动的安全评价IAEA No.GSR Part 4(修订版1)

正本要求的编制基于《核能安全基本原则》,本要求针对所有能够导致人们受到来自核设施与活动的辐射风险的人类活动。核设施包括:核电厂;其他核反应堆(例如:研究用反应堆、临界装置);浓缩装置和燃料制造装置;产生UF6的转化装置;放射性燃料贮存和后处理厂;放射性废物管理装置,能处理、存储和处置;生产、加工、使用、处理货存储放射性材料的任何地方;用于医疗、工业、研究以及其他用途的放射性装置,和其他安装辐射发生器的地方;     

IAEA No. GSR Part 1 政府、法律和监管框架安全要求(修订版1)

<正>该安全要求涵盖政府和法律框架的重要组成部分,该框架用以建立监管机构,同时确保新老核设备及相关活动在和平利用的目的下得到有效管理和控制。此外,该安全要求也包含了该框架的其他责任与功能,例如:与全球安全体系相连结,为安全性(包括辐射防护)提供必要     

IEC 62705 ed1.0 核电厂 安全重要仪表和控制辐射监测系统(RMS):特性和生命周期

<正>IEC 62705:2014适用于安装在核电厂(NPPs)的辐射监测系统(RMS)。本标准为辐射监控系统的生命周期管理提出了要求,并为包含系统和设备的设计与鉴定的现行IEC标准的应用提供了指南。本标准通过评估与核电厂的差异也可适用于其他核设施(如核燃料存储和处理场所)。     

巴基斯坦为Chashma核电厂请求自愿安全保障

【美国《核子周刊》1992年6月25日刊第17页报道】巴基斯坦原子能委员会(PAEC)的一些官员说,IAEA理事会在6月15—20日于维也纳召开的会议上,批准了巴基斯坦为300 MW Chashma核电厂(Chash-nupp)请求IAEA自愿安全保障的协议草案,该电厂正在由中国建造。这些官员说,这意味着,在建造期间,巴基斯坦可以采用IAEA安全保障规定。1989年11月中国同意向巴     

运行安全评审组成立40年：改进全球核电厂运行安全

<正>国际原子能机构（IAEA）正在庆祝运行安全评审组成立40周年,其评审是IAEA向成员国提供的最重要安全同行评审服务之一。运行安全评审组计划旨在通过将实际做法与IAEA安全标准进行比较,帮助各国加强其核电厂在调试和运行期间的安全。自1983年8月对韩国古里核电厂进行首次工作组访问以来,IAEA已对37个国家进行了218次运行安全评审组工作访问,对这些国家的运行安全实绩进行了客观和独立的评定。     

IAEA准备在前苏联核电厂试用新系统

【美国《核子周刊》1996年3月28日刊报道】 IAEA计划向东欧和前苏联的反应堆进行23次Asset(重要安全事件分析小组)出访,欲分析的数据使用一种依赖电厂运行人员的新系统。 上月,该系统在瑞典的福什马克核电厂进行了试验,电厂安全的负责人Ingemarsson估计,搞清楚新的要求和搜集1990—1994年期间所有事件的数据大约需要8个人·月。Ingemarsson说,他认为这个时间涉及在改进