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.NW-T-2.6核设施水池的退役

<正>IAEA核能系列水池通常是复杂核设施的一部分,但在某些特殊情况下,拥有明确许可的水池可视为与核设施相分离的单一设备。核设施利用水池冷却乏燃料,或屏蔽研究反应堆芯和辐射源。在长达几十年的服役时间里,水池可能会因为辐射性物质的沉淀受到污染。该出版物描     

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。     

制定标准——IAEA的安全标准确定了全球基准

在核时代初期，一些国家政府就认识到建立一个适当的安全管理框架的必要性，以便维持公众对这种新兴技术的信心。它们认为，应该建立一个独立的安全组织来拟订和实施这种框架的规则和标准。在英国，这种必要性因1957年发生温茨凯尔事故变得尤为突出。之后不久，作为英国监管机构的核设施检查局成立。     

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     

IAEA Safety Reports Series No.86 人为因素诱导的核电厂外部安全事件:一般注意事项

<正>国际原子能机构安全标准系列的SF-1 "基本安全法则"规定,核装置必须在必要时全部或部分重复进行定期安全评估,以便考虑到在设计阶段过程中随之改变的某些特定情况。按照这一原则,国际原子能机构于2001年开展了一项重大举措,旨在制定对于超设计基准的意外事故或假想人为外部事件的评估指导方针。意外事故包括:由于管道故障引起的爆炸事故,串联故     

国际原子能机构安全标准核装置的厂址评价安全要求 第NS-R-3(Rev.1)号

正本"安全要求"出版物替代2003年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第NS-R-3号印发的《核装置的厂址评价》版本。第NS-R-3号考虑了自"选址法规"1988年作为《安全丛书》第50-C-S(Rev.1)号2印发以来有关核装置厂址评价的发展。它适用第SF-1号"安全基本法则"出版物《基本安全原则》。有关厂址评价的要求意在确保充分保护现场工作人员和公众以及保护环境免受由核装置可能产生的电离辐射的有害影响。人们认识到,在技术和科     

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。     

IAEA Nuclear Energy Series No.NG-T-4.6新核电项目融资的财务风险管理

正该出版物概述了与核设施新建项目相关的困难与挑战,以及应对整个生命周期中的各种财务风险的方法。该出版物介绍了有效的风险分担或风险缓释与资金成本之间的联系,并提出了可用于有效管理和分担风险的工具和机制,从而最大程度降低资金成本。该出版物强调了项目结构作为确定不同风险管理和分配或减缓战略实用性的关键因素的重要性,并提供了一些这种     

IAEA No.SSR-2/1核电厂安全:设计 核电厂安全:设计IAEA No.SSR-2/1(修订版1)

正该出版物主要适用于固定的陆上核电厂,这些核电厂为发电或其他产生热量的应用(例如:区域供暖)配备水冷却堆。该出版物也适用于其他类型的反应堆,以决定设计阶段所要考虑的要求。该标准不针对以下方面:其他IAEA安全要求所包含的内容,例如:IAEA安全标准系列No.GSR Part 4(Rev.1)、     

核电厂人因事件定义及原因因素分类研究

为建立一套清晰明确的人因事件定义及原因因素分类标准,统一核电从业人员对人因事件的理解、判定及分析思路,本研究在调研国内外人因事件相关定义与分类的基础上,给出了人因事件定义,确定了人因事件判定方法,并结合人因事件分析经验对人因失误原因因素进行了分类。研究结果表明,人因事件定义及判定方法能够较好地识别出当前做法中遗漏的人因事件,且原因因素分类结果更能体现共性问题。因此,本研究确定的人因事件定义、判定及原因因素分类能够用于核电厂的人因事件判定及分类分析工作,促进人员绩效水平的提升。     

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核能丛书No. NW-T-2.8 退役活动中意外事件的管理

<正>该出版物讨论了退役活动可能带来的结果或影响,前提条件包括意外事件的发生,活动间的权衡以减少带来的影响,以及妨碍这些额外工作的因素。该出版物将退役计划中因意外发现带来的后果进行分类并举出例子,包括需要终止或重新考虑某项工作或某个选择,以及改变发展方向。该出版物为退役活动的计划和管理提供实务指导,且意外事件为退役活动的考虑方面     

IAEA No.GSR-7核应急或放射性紧急事故的准备与响应 IAEA通用安全要求 第七部分

正本安全要求对充分准备与响应核应急或放射性紧急事故提出要求。这些要求的应用同样是为了缓解核应急或放射性紧急事故所带来的不良影响,尽管防止紧急事故的发生已做出很大努力。这些要求由政府从国家层面实施,表现方式为通过立法和设定法规,以及通过其他安排,包括分配责任(例如:向运营机构或设备及活动的执行人员;向地方或国家官员;向应急组织     

核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核     

核电厂、研究堆及专用核设施事故分析审评模式探讨

对核电厂、研究堆和专用核设施安全分析报告的核安全审评。是为了克保核电厂、研究堆和专用核设施在正常运行和各类事故条件下的安全，保护工作人员、公众和环境。其中，对安全分析报告中事故分析的审评，是整个核安全审评的关键，本文结合作者近年来对部分核电厂，研究堆和专用核设施的审评实践，对事故分析审评模式进行初步的探讨，作者认为对事故分析的审评，应该遵循有关的核安全法规和规范，着重关注所分析的事故谱是否完整、是否满足事故分析的基本假定、初台条件是否保守、计算机程序是否适用、包络性事故分析的结果是否满足验收准则等方面，此外，事故分析应借鉴国际核安全实践经验与技术发展，数据与其它章节要自洽，分析要考虑人因工程，分析结果应合理可信。我国目前还没有一套关于核设施事故分析的规范和标准，作者对制定这方面的法规和规定提出了自己的看法，通过对事故分析审评模式的探讨，能促进审评者和营运者更好理解法规，也能使双方在法规和现实之间及时达成一致意见，对我国的核事业健康发展是有积极作用的。     

世界核安全记录赢得IAEA赞扬

国际原子能机构理事会在本周春季会议结束时发表的一份声明指出:1994年期间,“世界所有核设施创造了良好的安全记录”。 回顾1994年安全记录,理事会指出,我     

核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核设施周围的集体剂量和关键居民组剂量。核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序适合于流出物向非潮汐河流排放情况,用于计算河水中的放射性核素的浓度和与河水有关的公众剂量。该套软件可以在IBM及其兼容386以上微机运行,具有中、英文两种版本,功能齐全,适合于核工业基层单位使用。