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。     

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)、     

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     

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。     

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.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;     

核电厂初步退役计划

文章在目前国家对核电厂安全要求不断提高的背景下,对核电厂在设计阶段就应考虑便于退役的措施,并编制初步退役计划的要求,提出该计划应从便于退役的考虑、退役经费、退役活动等几个主要方面进行考虑开展编制工作,并以ACP1000堆型为例,给出了该设施从安全关闭到拆除的整个过程所涉及的活动内容。     

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核能丛书No.NF-G-2.1 核反应堆燃料工程的质量与可靠性

<正>为了降低成本并增强竞争力,核电厂采用更加具有挑战性的运行条件、更长的核燃料循环周期以及通过调整燃料设计和制备材料而获取的更高的燃耗。质量保证和控制,以及燃料性能分析已经成为大量专业期刊的讨论主题。该出版物对燃料制备、设计和运营间相互影响的质量与可靠性问题做出了简洁但全面的概述。该出版物解释了技术、安全和组织结构方面的问题,     

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     

核电厂调试问题设计分析及处理

核电厂调试是核电工程建设的重要阶段,通过调试验证设计、设备制造、安装的正确性,发现并处理问题,保证核电机组按总体性能要求运行。就核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述,以辅助给水系统(ASG)为例介绍主要调试内容,并利用Flowmaster系统设计分析仿真软件对除氧器流量超出设计基准案例进行分析,解决调试过程中发现的问题。     

确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨

目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。     

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     

核电厂运行准备与实践

核电厂的运行准备,是核电厂生产准备中的重要工作,由于核电厂从开工到投产的建设工期较长,一般需要5年左右,且核电运行的专业性要求很强,对核安全的要求也极高。特别是日本福岛事故后,国家层面、监管部门和各大核电集团都对核电厂的安全运行提出了更高要求。依据核电机组建设阶段的特点及结合工程实践,文章阐述了核电厂运行领域的体系建立,并概括性分析了相关管理创新。     

核电厂安全运行对策研究

以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。     

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。     

对我国运行核电厂退役准备的思考与建议

退役是核电厂生命周期的最后一个阶段,作为全生命周期管理中的重要环节,需要提前做好相关准备工作。国际上,在运行核电机组的平均年龄已超过30年,还有很大一部分机组也已永久关闭,亟须关注核电厂退役准备的相关问题。目前,我国还没有核电厂退役实践,仅有一些核设施退役的经验,核电厂退役在我国尚属于新起之业,面临着诸多机遇和挑战。对于运行核电厂,为了更好地应对今后的退役工程,我国需要重点考虑退役准备方面的若干问题,如退役标准体系研究、退役计划管理、退役技术的预先研究、退役相关资料的收集与管理、便于退役的措施的落实、退役经费、人才培养与队伍建设等。