秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

5MW THR安全审评及执照申请

本文介绍丁5MW THR初装料许可证申请的基本情况、最终安全分析报告和初始调试文件的主要特点、安全审评原则及审评重点。     

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。     

三门核电安全分析对话会召开,为取得建造许可证奠定基础

2月3日,三门核电一期工程初步安全分析报告(PSAR)专题对话会在北京召开。本次会议由国家核安全局主办,中核集团三门核电有限公司承办。共约50名专家参加了本次会议,包括来自国家核安全局、环保部核与辐射安全中心、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心、北京核安全审评中心等单位的审评专家,以及三门核电、上海核工程研究设计院等业主方人员。     

核电厂通风空调系统的安全审评

介绍了核电厂通风空调系统安全分析的内容和要求,并结合二代改进型核电厂中一个典型专设安全设施通风空调系统的实际,具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中的关注点。     

核电厂、研究堆及专用核设施事故分析审评模式探讨

对核电厂、研究堆和专用核设施安全分析报告的核安全审评。是为了克保核电厂、研究堆和专用核设施在正常运行和各类事故条件下的安全,保护工作人员、公众和环境。其中,对安全分析报告中事故分析的审评,是整个核安全审评的关键,本文结合作者近年来对部分核电厂,研究堆和专用核设施的审评实践,对事故分析审评模式进行初步的探讨,作者认为对事故分析的审评,应该遵循有关的核安全法规和规范,着重关注所分析的事故谱是否完整、是否满足事故分析的基本假定、初台条件是否保守、计算机程序是否适用、包络性事故分析的结果是否满足验收准则等方面,此外,事故分析应借鉴国际核安全实践经验与技术发展,数据与其它章节要自洽,分析要考虑人因工程,分析结果应合理可信。我国目前还没有一套关于核设施事故分析的规范和标准,作者对制定这方面的法规和规定提出了自己的看法,通过对事故分析审评模式的探讨,能促进审评者和营运者更好理解法规,也能使双方在法规和现实之间及时达成一致意见,对我国的核事业健康发展是有积极作用的。     

秦山核电厂运行许可证延续技术路线研究与应用

通过调查研究国际上核电厂主流的延寿技术路线，制定了适于我国核电厂延寿的技术要求，确定了安全评估的主要内容。采用该技术路线在秦山核电厂开展了安全评估的范围筛选、对象筛选、老化评估、最终安全分析报告增补、环境影响评价、工程改造等方面的工作。实践应用表明，该技术路线切实可行，满足我国的核安全监管要求，秦山核电厂的运行许可证延续（OLE）项目最终通过了监管部门的审评，获得了延续运行许可证。     

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。     

浅析核电站火灾危害性分析编制工作

本文结合《田湾核电站一期工程火灾危害性分析报告》编制过程中遇到的技术问题，从核安全审评的角度分析了俄方设计院在田湾核电站一期工程防火设计上的一些特点。经过搜集整理资料、核对、校正、计算、分析、验证等过程，针对俄方的设计给出了比较客观、公正的评价。     

研究堆PSR审评的实施及若干问题探讨

本文概述了研究堆定期安全审查（PSR）审评依据的确定,介绍了我国研究堆定期安全审查审评的实施情况及取得的成效,探讨了有关研究堆定期安全审查及其审评的若干问题,并提出了一些有关加强我国研究堆定期安全审查工作的建议。     

岭澳核电厂先进燃料管理项目的审评

本文简要描述了岭澳核电厂先进燃料管理项目的审评工作，介绍了审评范围和审评中重点问题的审评过程，并给出了审评结论。     

核电厂气载放射性物质源模型及审核关键点

气载放射性物质源模型是核电厂安全审评中的关键点之一。但是,目前大多数安全分析报告中,针对气载放射性物质源模型均采用了一种通用的简化模型进行假设,而这种简化模型无法适用于所有类别的气载放射性物质源。本文根据物理机制详细地推导出核电厂安全壳、燃料贮存厂房和辅助厂房中三大类气载放射性物质源的计算模型,并分别给出了审核计算这三类模型的关键点。     

对法国高放废物处置安全审评的分析研究

介绍了法国高放废物处置研究现状和规划,对法国高放处置场的审评技术单位法国核与辐射安全研究院（IRSN）所开展的高放处置安全研究和审评工作及其提出的审评原则和审评要点进行了分析研究,并对我国的高放处置安全审评工作提出了建议。     

10MW高温气冷实验堆运行许可证申请审评

根据现行核安全法规和导则的要求,在10 MW高温气冷实验堆运行许可证申请文件及定期安全审查报告审评过程中,对构筑物、系统和部件的设计及实际状态方面问题、安全分析方面问题、设备合格性管理方面问题、老化管理方面问题、调试和试运行情况、运行阶段质量保证大纲等进行了重点关注。此文着重叙述了对这些重点问题和方面的审评考虑。审评结果显示,这些重点问题和方面均按要求得到了适当的处理。     

模块化高温气冷堆反应堆设计重点安全问题分析

本文介绍了模块化高温气冷堆的安全特点,对反应堆堆芯设计核安全审评重点关注的核安全问题进行了分析,并提出解决方案以供设计和审评人员参考。     

模块化高温气冷堆反应堆设计重点安全问题分析

本文介绍了模块化高温气冷堆的安全特点,对反应堆堆芯设计核安全审评重点关注的核安全问题进行了分析,并提出解决方案以供设计和审评人员参考。     

地震动力分析中的输入问题

陈述了地震动力分析的核安全审评依据，分析了在民用核设施的安全审评中关于地震动力分析所遇到的各种不同情况，其中包括支撑介质类型（如岩石地基、非岩石地基、深厚软土层地基等）以及所遵循的规范标准（如中国规范、法国规范、美国规范等）。给出了其中各种典型实例的自然状况以及就地震动力分析的输入问题的审评经验和体会。笔者认为，在地震输入问题上和在ＨＡＦ０１０１（１）的执行过程中，尚存在着值得探讨的地方。     

核电厂数据通信系统的安全审评

介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。     

大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。     

岭澳核电厂先进燃料管理项目重点问题的审评

本文对岭澳核电厂先进燃料管理项目中重点问题的审评进行了探讨，根据相应法规、标准和国际国内相关经验，给出了相关问题的审评结论。