加强放射源安全和放射性物质安全保障

本文介绍１９９８年９月由国际原子能机构，欧洲委员会，国际刑警组织和世界海关组织联合召开的《放射源安全和放射性物质安全保障国际会议》简况。并就我国加强这方面工作提出建议。     

深刻认识核与辐射安全规律努力提高核与辐射安全水平

叙述了核与辐射安全的历史、现状和发展。强调应当深刻认识核与辐射安全规律，全面做好核与辐射安全工作，努力提高核与辐射安全水平。     

浅谈个人安全文化

阐述了个人安全文化，包括探索的工作态度、严谨的工作方法和互相交流的工作习惯等三个方面；指出加强安全文化教育，提高个人安全文化水平，不仅可以得到高水平的安全，还可以得到高水平的质量。     

进一步强化核电站安全管理

在从事多年核安全管理实践的基础上,总结了我国核电站运行在此领域所取得的业债和成功经验,指出核电站安全生产工作中值得注意的几个方面,最后提出强化核安全生产管理的若干措施。     

退役安全的几个问题

从退役安全的概念体系入手,分别讨论了退役的安全目标、安全要求和安全评价中一些未确定的或有争议的问题,对完善相关法规标准框架和进行技术研发提出了一些建议。     

核与辐射安全

本年度，全院核与辐射安全总体状况如下：在役核设施安全运行，未发生上等级核事故，两堆实施安全整治，重获运行运可；射线装置安全运行，未发生事故；科研实验等各项放射性工作基本安全进行；核材料和放射源安全基本得到保障；工作人员职业照射得到有效控制。     

核电站从设计安全到现实安全的基本思考

文章针对核电站安全提出"设计安全"和"现实安全"的概念,通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件,阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性,重点描述了设计安全保障体系内容。并从设计、采购、制造、建造、安装、调试、运行、维护、老化到退役等全生命周期角度分析影响核电站现实安全的关键因素,探讨了全生命周期中的质量保证体系、核安全文化建设、风险指引对策、人因工程管理、信息反馈机制、核安全监管体系等对核电站现实安全的重要意义。     

放射性物质安全运输

一、引言核能的开发和利用,以及放射性同位素和辐射技术在工业、农业、医学和科学研究等领域的日益广泛的应用,要求放射性物质从生产地点运到使用地点,或者把放射性物质从一个地方运到另一个地方。放射性物质运输的品种和数量随之不断地增加。到八十年代初期,估计国际运输放射性物质的货包数每年为1800万至3800万件,国内为10万件左右。     

安全生产标准化推进核工业企业安全文化建设的研究

安全文化于1986年由国际原子能机构提出,于1991年引入我国。文章对安全文化和安全生产标准化的相关理论,建设意义进行介绍,阐述两者的关系,通过对目前企业安全文化建设存在的问题,对安全生产标准化建设如何推进企业安全文化建设进行研究。     

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。     

核动力装置的基本安全原则

要确保核动力装置的安全运行,必须严格执行安全法规和建立本国的核安全法规体系,并且遵循行之有效的核动力装置的基本安全原则。本文扼要地介绍了核法规的重要意义、经济效果以及各国多年实践所积累的基本安全原则.     

辐射安全文化素养探析

安全文化素养是核能界针对两次严重事故后总结提出的新概念新举措,并适用于辐射安全领域。本文在分析安全文化素养概念的基础上,结合我国的辐射安全现状,着重探析辐射安全文化素养建设的必要性、要求及应用发展,并埘医疗行业中存在的问题进行了分析,对培育安全文化素养提出了几点个人的看法。     

日本研究和试验堆的安全设计及安全分析

核设施的基本安全政策是保护公众和现场工作人员的健康和安全，在正常运行和异常情况下避免不适当的放射性危害．日本研究和试验堆安全管理过程的执行是基于“核源材料，核燃料材料和反应堆管理法”。该法规定了核设施建造、施工，运行和退役许可证申请的基本规程．在日本原子力研究所(JAERI）建造了10座核反应堆和6个临界装置。它们被用于不同的用途，如核物理研究，反应堆工程和核安全研发、燃料和材料辐照试验，中子束实验、放射性同位素生产等．本文详细介绍了日本3号改建研究堆JRR-3的安全评价．     

中国核安全管理

一、国家核安全局职责及其机构设置为了保障核工业的顺利发展,经国务院批准,1984年10月成立了国家核安全局。国家核安全局为国务院主管全国核安全的职能部门,在国务院关于“安全第一,质量第一”发展核能的方针指导下,依法监督管理全国和平利用核能和核技术中的安全事务,保证核安全监督的独立职能。     

非能动安全在压水堆设计中的应用

一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质,又     

300^#反应堆恢复高功率运行安全保障

从分析300^#反应堆安全隐患出发，描述了为保证设备安全和反应堆恢复高功率运行多年来所作的工艺系统整治。介绍了为保证人员安全对新规程的贯彻和整治中采取的安全措施。     

AC—600非能动安全系统设计

本文介绍了 AC-600非能动安全系统的设计方案和设计特点,在各种事故情况下这些安全系统的运行,以及与现有压水堆核电厂专设安全设施在安全,可靠性方面的比较.