核电厂数字化仪控系统软件共因故障相关核安全标准研究

本文分析了我国核安全法规导则、国际原子能机构相关安全标准和技术文件、美国核管会相关安全审评标准中应对核电厂数字化仪控系统软件共因故障的安全要求和技术见解,并结合我国核电厂运行事件和仪控系统设计中反映的问题,从考虑范围、可靠性评价和纵深防御设计等方面对完善我国相关核安全标准提出了建议。     

核电厂大范围损伤管理导则研究现状

火灾、地震、水淹、极端天气条件等超设计基准外部事件可能造成核电厂大范围损伤,不仅使得电厂的系统与设备大面积失效,还导致正常的应急体系无法运转。目前,国内外都在开展应对核电厂大范围损伤的研究,以完善核电厂的纵深防御体系,降低大范围损伤事故产生的后果。本文调研了国内外核电厂大范围损伤的研究现状,分析了美国核电厂的大范围损伤管理导则、灵活多样的处理策略及台湾地区核电厂的断然处置措施,并对国内大范围损伤管理导则的研究与开发提出了一些思路与建议。     

关于核电厂厂址安全工作的若干问题讨论

从《核电厂厂址选择安全规定》和安全导则所规定的基本要求出发,探讨了实际工作中提出的有关厂址安全的内涵、工作程序、内容及应注意的事项等方面的问题;涉及到对“安全规定”和安全导则的理解与执行问题。     

核电厂多样化保护系统设计

基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。     

核电厂质量保证法规的修订

核安全不但是国际上普遍关心的问题，而且已成为当前核能发展的关键。确保核能安全首先要确保质量；要切实保证核电厂在选址、设计、制造、建造、调试、运行、退役各阶段的工作质量都符合既定的质量要求。根据国务院“安全第一，质量第一”的方针，我国从80年代开始系统地建立核安全法规和核电厂质量保证体系，保证了核电厂建设和运行的安全。鉴于当代质量保证制度日益国际化，我国核电质保体系是在广泛研究国际经验的基础上，参照国际原子能机构核安全标准，质保规定和安全导则制定的。因而，国际质保实践中的经验和问题，国际标准的修订理…     

核电厂严重事故管理诊断和计算辅助研究

在核电厂发生严重事故时,为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果,而研制核电厂严重事故管理导则。 严重事故诊断是严重事故管理导则的重要组成部分,主要用于判定核电厂所处的状态,选取适当的严重事故对策的必要手段。严重事故诊断包括以预防严重事故为目标的关键安全功能恢复诊断     

核电厂概率安全目标发展概述

定量的概率安全目标作为衡量技术安全目标是否被满足的重要指标,反映了各种假想事故情况下核电厂的可接受水平。目前,我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率,还没有针对三级概率安全分析的风险可接受性准则。本文梳理了国内外核电厂概率安全目标的发展动态,推荐了我国核电厂风险可接受水平的建议值,可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考,也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据。     

核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题,尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而,目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASM E规范研发的,未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（N RC ）RG1.207导则的疲劳监测方案,该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时,新的疲劳评估方法具有通用性,可结合核电厂DCS运行数据,为电厂延寿提供数据支持。     

秦山第二核电厂抗震裕度的评价

根据国家核安全局(NNSA)"对国内运行核电厂全面开展抗震裕度评价"的要求,对秦山第二核电厂650 MW核电机组抗震裕度进行评价。结果表明:该型机组抗震裕度评价工作符合NNSA外部事件安全裕度评价工作方案和EPRI NP-6041-SL导则要求,确认该型核电机组具有一定的抗震安全裕度。     

台山核电厂核岛厂房土建安全设计技术

介绍台山核电厂核岛厂房土建安全设计特点,阐述参考欧洲第三代核电技术(EPR)的核岛厂房在保障核安全,实现核电厂反应性控制、核燃料冷却和放射性物质包容3大基本安全功能上的作用,增强社会大众对CEPR核电厂多层安全防御体系的认识。     

加拿大颁布新的核电厂老化管理导则

正【加拿大核安全委员会网站2014年3月19日报道】加拿大核安全委员会(CNSC)已颁布一份新的核电厂老化管理导则即《老化管理》(REGDOC-2.6.3),以替代2011年6月颁布一份导则即《核电厂老化管理》(RD-334)。新导则为在核反应堆寿期内各阶段开展适当的具有前瞻性的老化管理工作提出     

某研究堆应急电力系统设计

为保证我国正在新建的某研究堆安全运行，通过介绍该研究堆应急电力系统的设计准则、系统结构、功能、设备组成等，分析系统的柴油发电机组、不间断电源（UPS）以及安全级蓄电池组的容量确定过程中应考虑的关键要素，并设计了一套应急电力系统作为反应堆的专设安全设施，对其容量进行了计算。结果表明:该系统的柴油发电机组容量1000 kV?A、不间断电源最大容量600 kV?A、安全级蓄电池组最大容量5000 Ah，在2路外电源丧失后能不间断地向反应堆安全系统供电72 h。因此，该应急电力系统能够保证反应堆安全运行。      

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

简析核电厂外部事件二级PSA分析的标准化要求

日本福岛核事故是外部事件威胁核电厂安全并导致放射性物质大量不可控释放的惨痛案例,对周边地区环境和居民生活造成了巨大影响。通过对国内外核电厂外部事件二级概率安全分析(PSA)相关的法规、导则的要求和分析方法、现状等方面的调研,结合国内核电厂安全审评的实践经验,研究提出符合国内核电厂实际情况的外部事件二级PSA分析方法,并对该方法的标准化要求推广进行讨论。     

核电厂物项分级及相关标准

本文评述了涉及核电厂物项分级的法规、导则和标准.对不同文件中的安全分级、抗震分类、规范分级、质保分级进行了分析对比.对一些概念,如安全重要物项、安全4级、规范级与核级等进行了阐述、解释并提出了建设.对标准中存在的一些问题提出了看法.     

增加投入搞好核电厂设计质量保证

1 引言 核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF 0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF 0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保     

新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。     

核电厂安全级DCS网关网络信息安全设计研究

针对目前核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）网关应用工业控制协议Modbus/TCP所面临的信息安全问题,分析协议所缺失的5大信息安全服务,阐述缺失项目所带来的信息安全威胁。最后针对先进核电厂安全级仪控平台NASPIC网关网络信息安全设计出切实可行的集访问控制、完整性校验、加密认证、安全报警为一体的Modbus/TCP信息安全防御措施,该设计措施解决了核电厂安全级DCS网关网络信息安全问题。      

核动力厂抗震设计要求的变化

比较了国际原子能机构(IAEA)新版的安全导则"Seismic Design and Qualification for Nuclear Power Plants"(NS-G-1.6)与老版的50-SG-D15以及我国的核安全导则"核电厂的抗震设计与鉴定"(HAD102/02)之间的变化,分析了其变化的背景.就其在我国的可实施性,提出了看法和建议.