核安全技术体系框架的探讨

本文主要通过核安全的含义、对象和特征说明核安全的技术含义。结合我国核安全管理实践经验,提出我国核安全技术体系框架可规范为运行安全、辐射安全、核材料安全和体系管理4个领域,并以核电厂为例,从4个领域19个技术要点来详细阐述核电厂的核安全技术体系。希望通过深入阐述核安全的技术体系,可以对"什么是核安全"这一问题进行解释,以便指导核安全从业人员更加全面系统地评价核安全。     

核电厂异常重要性判定(SDP)方法及其应用

在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析(PSA)为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法(SDP)在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。     

进口民用核安全设备安全检验工作中的设备审查

在进口核安全设备的安全检验中,对这些设备进行审查可以避免有缺陷的或不能证明其满足相关标准的设备用于我国核电厂,从而保障核电厂的安全运行。本文介绍了安检工作的目的、流程、内容和审查范围,重点介绍了对安检工作中设备文件的审查依据,提出了安检工作中设备文件的审查要点。     

确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨

目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。     

IAEA与我国核电厂设计安全规定分析及比对研究

在国家"一带一路"战略下,中国核电产业作为国家名片出口海外受到了极大关注。中国核电"走出去"重要的一步是核安全相关法规标准与国际法规标准的接轨。国际原子能机构(IAEA)发布的核安全要求SSR-2/1(Rev.1)《核电厂安全:设计》是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。我国国家核安全局修编发布了核安全要求HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》。文章通过对SSR-2/1(Rev.1)与HAF 102—2016的研究分析与对比,阐述IAEA与我国核电厂设计的安全要求,并论述HAF 102—2016与SSR-2/1(Rev.1)的差异性。     

核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准分析

文章介绍了美国和国际电工委员会在压水堆核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准方面的层次和特点,对我国相关法规和标准的现状以及正在进行的标准制修定工作进行了分析,提出了由国家核安全监管当局牵头开展对核电厂与安全相关的仪表和控制系统设计标准进行评估,形成可指导我国核电设计自主化和设备国产化的管理导则和审查技术见解的建议。     

核电厂信息安全问题研究及建议

信息和网络技术在核电厂的广泛应用,给核安全带来了新的威胁与挑战。本文深入分析了核电厂的信息安全现状以及面临的主要威胁,总结归纳了IAEA和美国NRC针对核电系统信息安全的研究成果、具体措施以及法规标准,最后结合中国的实际情况分析提出了关于保障我国核电厂信息安全的若干建议,为我国进行核电厂信息安全相关的决策及政策法规研究提供借鉴。     

核电厂核安全文化评估实践及思考

提高核安全文化水平对核电厂的安全可靠运行、提升核电厂的运行业绩水平具有重要意义.近年来我国核能界充分借鉴国际核安全文化建设经验,开展了具有特色的核安全文化评估体系建设和实践工作,取得了显著效果,切实提升了核电厂核安全文化水平.本文梳理了我国核安全文化建设及评估相关法律法规要求,调研了国内核安全文化评估实践,针对当前评估...     

我国核安全法规标准体系探讨

文章介绍了我国核安全法规标准体系的地位、作用和现状以及我国核电厂设计法规标准的采用原则。探讨了我国采用的核安全法规标准开发海外核电市场的适用性,及对我国核安全法规标准体系进一步完善的建议。     

核电厂安全重要修改的分类统计及分析

本文分析了我国核电厂安全重要修改的监管现状,介绍了我国对修改的相关法规,并对国际上一些核电大国修改的监管情况进行了梳理,提出了符合我国核电厂安全重要修改的分类和统计方法,并用该方法对2011年到2016年间我国核电厂安全重要修改的情况进行分析,以便于更好地加强核安全监管工作和提高电厂运行安全水平.     

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…     

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…     

压水堆核电厂核安全3级塑料管道连接技术

在以往的压水堆核电厂中,核安全级的管道均由金属管材制成。随着塑料管材制造技术的提高,ASME BPVC已将其用于核安全3级的管道建造过程中。本文根据ASME BPVC规范,对塑料管道材质规范和连接技术进行了分析和归纳,为我国塑料管道用于核电厂核安全级管道的连接技术提供参考。     

核电厂系统设备不可用管理问题分析与改进

随着《核安全法》的颁布和实施,核安全监督管理部门对核电厂的核安全监管更加全面和深入.为保证核电厂安全,核电厂必须严格遵守运行技术规范.本文提出了当核电厂系统设备不可用时,未严格按照技术规定执行相应的措施并正确记录不可用的问题,并从不可用管理、运行技术规范文件、主控室操纵员行为等方面分析原因,给出优化和完善核电厂系统设备...     

熔盐堆选址源项确定方法评价研究

选址源项的种类成分、形态、数量、释放方式和释放时间、影响范围等参数是反映反应堆安全的重要指标。我国现行核安全法规对于反应堆选址源项仅有原则性规定,且多基于压水堆,不能完全适用于固态燃料熔盐堆。熔盐堆采用了不同于压水堆的设计、燃料、冷却剂和系统结构,因此,固态燃料熔盐堆的选址源项及其确定方法也与压水堆有很大不同。本文将结合核电厂选址相关的法规标准和核安全审评要求,对固态熔盐堆所采用的新设计理念、新燃料和结构系统特点进行分析,并对其选址源项及确定方法进行评价,为将来固态熔盐堆核电厂选址评价及有关核安全法规标准修订完善提供建议和参考。     

核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重事故缓解措施,以防止大量放射性物质的释放。为确保"华龙一号"严重事故应对措施设计满足最新核安全法规标准中的相关要求,在"华龙一号"设计中,从严重事故管理要求的角度出发,结合"华龙一号"的严重事故管理总体策略,提出了严重事故缓解措施设计的功能要求、可用性要求、可达性要求、支持系统设计要求等一系列设计要求。这些要求的实现最终显著提高了"华龙一号"应对严重事故能力,并为"华龙一号"安全目标的最终实现提供了充分的保障。     

非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题

美国核管会(U.S.Nuclear Regulatory Commission,简称NRC)在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中,提出对非安全系统监管(Regulatory Treatment of Non-Safety System,简称RTNSS)的安全要求,这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一。本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题,最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明。     

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。     

核电厂核安全设备的采购策略分析

我国的核电发展规划对核电厂核安全设备采购的质量和安全性能提出了更高的挑战。基于核电厂核安全设备采购的特点,对采购过程提出了进一步明确设备技术规范,建立和完善核电行业的专家库,采用更合理的评标方法,建立统一的核电厂核安全设备采购平台等要求。本文从做好采购整体进度计划,合理划分采购包,通过资格审查建立供应商库并实行分类管理,持续推动关键设备的国产化进程,进一步完善核电厂核安全设备采购的制度和机制等方面,为核电生产企业提出了核安全设备采购策略的建议。     

某核电厂主泵-主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案.并对该核电厂今后的运行提出了安全要求.