核电厂设计分析的管理要求

依据中国《新建核电厂设计中几个重要问题的技术政策》与《核动力厂设计安全规定》的有关规定，论述了设计分析在设计过程控制中的地位与作用，阐明了新政策与新标准对设计分析的新要求，推荐了可借鉴的设计分析管理程序的基本内容，并在管理的操作层次、体系层次与文化层次讨论了强化设计分析管理的几个重要问题。     

新一代核电厂设计的安全要求——学习新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的一些认识和体会

结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(Safetyof Nuclear Power Plants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。     

中国与美国核电厂许可证管理程序的比较

美国联邦法规10CFR.Part50 《Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities》 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10CFR Part52 《Early Site Permits; Stand Designdard Certifications; and Combined Licenses for Nuclear Power Plants》,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.     

核安全法规发行信息

《核动力厂设计安全规定》(HAF102)和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)两个核安全法规单行本已经编辑、印制完成。这两个核安全法规是国家核安全局为提高中国核动力厂安全水平,促进核能事业的健康发展,在充分研究     

GB/T 17569--1998《压水堆核电厂物项分级》介绍

１９９８年由国家质量技术监督局发布的GB／T１７５６９—１９９８《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。标准参考了HAD１０２／０３《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》、HAF·J００６６《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和EJ／T３１３—１９８８《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。标准全面给出了核电厂物项分级的种类…     

核安全法规发行信息

《核动力厂设计安全规定》(HAF102)和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)两个核安全法规单行本近日已经编辑、印制完成。     

新建核电厂重要安全要求探讨

针对新建核电厂几个重要安全要求和安全改进方向进行分析,在安全目标实现、厂址安全评价、内外部事件设防、严重事故预防和缓解,以及堆芯、安全壳和仪表控制系统的设计及工程技术优化等方面提出技术观点,为我国新建核电厂的设计、建造及安全改进提供参考。     

实施安全法规 保证核电安全

我国已发布了核电厂选厂、设计、运行和质量保证安全规定。本文对这四个安全法规的内容、编制经过等作了简要的阐述。     

核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求

为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对"超设计基准"事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求随之成为焦点探讨问题。根据国内外相关实践和我国对新建核动力厂提出的更高安全目标以及国际上相关进展,建议对我国相关法规标准进行相应修改,并提出了相关物项质量要求的建议。     

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。     

内陆核电厂液态流出物排放口设计及环境影响评价初探

对美国内陆核电厂液态流出物的扩散器工程实践进行了概括和总结,根据《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)的要求,在分析我国内陆核电厂液态氚排放面临较高的排放要求的基础上,对我国内陆核电厂液态流出物的排放设计及环境影响模拟进行了归纳和总结,并提出建议。成果可为内陆核电厂的扩散器研究提供参考。     

学习《核动力厂运行安全规定》的体会

介绍了《核动力厂运行安全规定》的特点，与原规定的区别，笔者学习该规定的体会、认识和见解。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

秦山核电二期扩建工程消氢系统设计改进项安全评价的独立验证

2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的"设置完善的可燃气体控制系统"(即"消氢系统设计改进")重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。     

核电厂放射性液态流出物总排放口设置的探讨

中国环境保护部与国家质量监督检验检疫总局于2011年2月18日联合发布了国家标准《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》,本文通过该标准和其他相关环境保护法规标准中对核电厂放射性液态流出物总排放口设置的要求,对核电厂特别是内陆核电厂的总排放口设计的几种具体方案进行了技术探讨。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究

设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道，是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分。《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）中要求设备闸门必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭。实际上，设备闸门开启和关闭需要操作人员现场操作，耗时较长，设备闸门开启期间可能会发生预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文分别从确定论和概率论的角度对设备闸门开启期间电厂事故进程以及设备闸门开启对大量放射性物质释放频率的影响进行了分析，分析结果表明设备闸门开启对大量放射性物质释放频率具有显著影响。设备闸门开启造成的大量放射性物质释放频率值在内部事件大量放射性物质释放频率值中占比最高可达35.89%。     

秦山第三核电厂消防设计的安全审评

消防是秦山第三核电厂核安全审评中涉及内容较多且重点讨论的一个问题，包括最终安全分析报告和火灾危害性分析报告两部分。本文回顾了消防系统安全审评的情况，对其中的12个主要技术问题逐一作了介绍。     

中国地下核电厂总体设计研究

中国核动力研究设计院和长江勘测规划设计研究院在自主研发成果基础上,共同完成了中国地下核电厂的概念设计研究,提出了具有自主知识产权的首个中国地下核电厂设计方案CUP600。本文对CUP600的总体设计研究进行总结和说明,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。     

不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较

详细介绍了我国核电厂地震安全评价及抗震分析与设计中用到的多部国内外的法规、标准和导则的技术规定,对其技术背景和要求进行了深入比较和分析,结合工程实践给出了相关的评述和应用建议.