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)、     

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     

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 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 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     

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;     

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。     

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 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 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     

IAEA Reference Data Series No.2全球核动力反应堆

<正>《全球核动力反应堆》是一本年度出版物,提供了国际原子能机构成员国反应堆数量的相关最新数据。该第37版Reference Data Series No.2提供了截至2016年12月31日之前的各种统计数据信息的详细比较。表格和图例中包含的信息如下:——国际原子能机构成员国核反应堆综合统计资料;——拟建、在建中、在役以及退役的各个反应堆技术数据;     

IAEA核安全丛书No.26-G 核材料运输的安全安保

<正>该出版物提供的指导针对各洲和主管机构在核材料运输过程中如何执行和维护人体防护计划。本导则对运货商和运输商在设计和执行身体防护体系上也起到帮助作用。     

Health Phsices Vol.61 No.1(1991.7)

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Health Physics Vol.63 No.1(1992.7)

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Health Physics Vol.62 No.1(1992.1)

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IAEA TS-R-1《放射性物质安全运输条例》(2009版)对其1996版(2003修订版)的变更

我国国家标准GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》修改采用了IAEA安全标准丛书TS-R-1的1996版(2003修订版),前者的技术内容与后者完全相同。2009年IAEA出版了其2009版。本文扼要地叙述了IAEA TS-R-1 2009版对1996版(2003修订版)的变更,并对一部分章节进行了简要的评述。