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。     

田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

物项安全分级中的几个重要问题探讨

本文基于核动力厂物项（包括构筑物、系统和部件）安全分级的目的和意义,结合HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》和IAEA导则文件SSG-30关于安全分级的要求,讨论了物项功能失效后果的分级原则,以及用于事故预防和缓解功能的物项在安全分级中的建议。此外,本文还分析了物项安全分级在核动力厂安全评价中的作用,探讨了不同级别物项的设计和建造要求的落实。     

苏联改善核动力厂安全的措施和办法

【英国《国际核工程》1989年3月号第15页报道】在切尔诺贝利事故后,苏联的安全法规和管理条例已经过彻底的修订。苏联采取的给企业更多的独立自主权因而增强了其责任性的政策,使修订工作容易多了。1983年苏联成立了国家核动力安全监督委员会。它是一个中央机构,由以前的两个独立机构:国家核安全检查局(国家原子能利用委员会一部分)和国家核动力厂技术安     

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。     

评苏联核动力厂安全总则ОПБ-88

本文评述苏联从1990年7月1日起执行的核动力厂新的安全法规ОПБ-88。新的法规有许多新内容和新要求,本文评述其中有重大发展的原则,这些原则包括纵深防御原则;超设计基准事故;定量安全目标;概率分析要求;安全素养;质量保证;设备的核安全分级;对营运单位的要求;安全许可证制度;以及设计的基本安全原则。新法规的贯彻执行将对苏联核动力厂的安全提高到国际水平有重大推动作用。     

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…     

神经网络及其在核动力厂中的应用

神经网络理论已应用到各个领域，并取得了较大的进展。本文综述了神经网络模型和该神经网络理论在核动力厂中的应用研究动向，以期引起国内同行的注意。     

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.     

秦山地区运行核电厂物项和服务质保分级

秦山核电基地是中国大陆核电的发源地,目前有7台运行机组,因堆型、建造年代和管理模式等不同,物项和服务的质保分级也有所不同,为便于秦山地区运行机组质量管理的统一和规范,中核核电运行管理有限公司统一了质保分级方法,明确了分级流程和分级要求等,可为其它核电厂物项和服务的质保分级提供借鉴。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

核电厂建设项目应关注的问题

从核安全监管当局早期介入和业主单位职责的两个方面,分析了芬兰Olkiluoto 3核电工程拖期原因,对我国核电建设提出几点值得关注的问题。     

美国核电厂安全辅助目标研究

本文回顾了美国定量安全目标和辅助目标的发展历程,参考NUREG-1150中概率安全分析（PSA）方法,给出了堆芯损坏频率和早期大量放射性释放频率的数学表达式。重点论证了辅助目标和定量安全目标的关系,比较了本文论证方法与NUREG-1860论证方法的不同。研究了美国对新建电站安全目标的要求和PSA技术的发展方向,探讨了其对我国核电厂安全目标和PSA技术发展的借鉴。     

EPR核电厂设备安全分级审评和评述

介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。     

重要厂用水泵特性试验不合格期间的安全论证

国内运行核电厂曾出现重要厂用水泵特性试验不合格的情况,对于现场已安装投运的泵,发现异常后很多实验台架上能够进行的检测在现场无法实施,加之缺陷处理的时间压力大,使得原因分析和处理存在较大难度,尤其根据试验条件下的数据论证泵能否满足最苛刻条件下的安全准则的分析更为困难。鉴于重要厂用水泵的安全功能以及出现异常后的处理难度,给出了此类情况下原因排查的思路,并结合具体事件重点阐述了重要厂用水泵叶轮缺陷处理期间判断机组能否继续运行的安全论证方法。最后指出了该方法在其他问题上可能的应用,并提出了部分电厂定期试验大纲相关条款的不足之处。     

核电厂安全系统冗余度研究

本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度。N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项。进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系。在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较。两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异。通过对我国和国际核安全法规、用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素。综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计。     

核电厂选址阶段的核安全监督

根据核电厂选址程序以及相关的规范标准，结合前一时期核电厂选址．分析了核电厂选址阶段核安全监督的方式和特点，并对当前监督存在的问题进行了讨论。     

某核电厂2018年度个人剂量监测

介绍了某核电厂职业照射监测的方法和质量控制措施,从个人剂量的监测人数、剂量范围、人员平均剂量、大修剂量、专业剂量等方面分析了2018年度某核电厂职业照射监测结果,为核电厂个人剂量监测与控制提供参考。