核电厂安全参数显示系统的设计特点

介绍了清华大学开发的核电厂安全参数显示系统的设计特点,其中包括了系统功能上的新特点:(1)分层显示结构;(2)显示格式设计中的人因技术;(3)核电厂安全状态的自动诊断;(4)安全参数显示系统使用范围的扩展;(5)灵活的硬件结构。同时还介绍了新的设计方法:(1)完全采用国际设计标准;(2)严格选择安全参数;(3)在多任务操作系统下开发软件;(4)使用核电厂模拟器作为验证工具。     

核电厂安全参数显示系统的设计特点(英文)

介绍了清华大学开发的核电厂安全参数显示系统的设计特点,其中包括了系统功能上的新特点:(1)分层显示结构;(2)显示格式设计中的人因技术;(3)核电厂安全状态的自动诊断;(4)安全参数显示系统使用范围的扩展;(5)灵活的硬件结构。同时还介绍了新的设计方法:(1)完全采用国际设计标准;(2)严格选择安全参数;(3)在多任务操作系统下开发软件;(4)使用核电厂模拟器作为验证工具。     

压水堆核电厂实时传输重要安全参数的规范化初步研究

核电厂实时安全参数传输和交换对于核电厂日常管理和应急响应都有重要的意义.基于相关法规标准要求和应急响应需要,结合各机组类型的具体参数,并考虑参数的可获得性,提出了相对统一的PWR核电厂实时传输安全重要机组参数和实时环境监测参数,为核电厂安全相关参数传输标准化工作提供了一定的技术基础.     

安全参数显示系统(SPDS)中的对安全状态的诊断功能(英文)

介绍了核电厂安全参数显示系统中所采用的对核电厂安全状态的自动诊断功能。为了保证诊断的多样化,该系统提供了用于核电厂应急运行时的两种诊断准则,一是设计基准事故的监督,另一个是临界安全功能的监督。作为一种扩充诊断功能,该系统还提供了一种用于核电厂正常运行时的参数偏离监督。     

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。     

HFETR安全参数显示系统中安全参数的选择

根据ＨＦＥＴＲ（高通量工程试验堆）的安全分析报告，参照核电厂的安全法规，经过认真分析高通量工程试验堆在多年的运行中所发生的故障，事件和事故，将其安全功能划分为反应性控制，堆芯冷却，堆芯热导出，一回路压力边界完整性，放射性控制５个关键安全功能，根据这５个关键安全功能，选择了能够全在评估反应堆安全状态，代表高通量工程试验堆各安全功能的一组主特征参数。     

核电站安全参数显示系统的研究与设计

简要介绍了核电厂安全参数显示系统（ＳＰＤＳ）的设计特点和系统功能特点,包括设计准则、系统结构、多级显示、人因原则、自动诊断以及对ＳＰＤＳ的检验手段等。     

华龙一号核电厂主管道直接测温技术应用研究

传统核电厂(M310)采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量,但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求。本文首先分析了热分层原理,然后总结出一种能适用于华龙一号核电厂的主管道直接测温方案,其次从安全分析的角度对这种测温方案在华龙一号核电厂上的可应用性进行了论证。论证结果表明:主管道直接测温技术经特殊配置后可应用于华龙一号核电厂。     

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。     

核电厂安全系统的系列配置对可靠性与机组安全的影响方案研究

本文介绍了核电厂安全系统设计的要求、具体实践及其技术发展趋势,论述了在核电厂安全设计中安全系统的系列配置与安全系统可靠性及核电厂安全水平的关系。本文还特别讨论了三环路压水堆核电厂安全系统的配置所采用的3个独立系列设计理念的安全性以及与其他配置的比较。结果表明,3个独立系列的安全系列设计能提高核电厂的安全性,满足核电厂的经济性,使配置更加合理。     

储液容器地震易损性参数计算

本文介绍了核电厂设备的易损性分析方法以及易损性模型的参数化计算方法。对核电厂中的典型储液容器应急补水箱（ASG水箱）使用Housner质量-弹簧简化模型进行了分析。对ASG水箱的各项易损性参数进行了计算,绘制出其易损性曲线,并得出高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：ASG水箱的HCLPF值低于安全停堆地震（SSE）水平,属于抗震能力较低的设备,需在结构上进行加强。     

压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。     

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。     

有关核电厂安全目标的问题

本文描述了美国核电厂安全目标的制订过程和背景以及其主要内容。概要介绍了美国核电厂在安全目标制订过程中所考虑和评价的一些因素以及对美国核电厂安全目标所存在的问题和一些争论进行了讨论。     

核电厂内部火灾概率安全评价现状

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。     

核电厂安全文化的模糊综合评价方法研究

根据核电厂的特点,从安全文化四个形态层面——安全观念、安全制度、安全行为与安全物态出发,建立了38项安全文化评价指标,并应用层次分析法（AHP）和模糊数学理论,提出核电厂安全文化的模糊综合评价方法。该方法能较为准确地评价核电厂的安全文化水平,为核电厂营运单位确定安全文化建设战略目标提供有力依据。     

核电厂安全管理工作探讨

搞好核电厂安全管理是核电厂安全生产的重要保证.核电厂安全管理包括建立健全安全责任制、安全生产的监督和管理及信息反馈、掌握安全防护规程、用科学态度处理放射性安全工作、保证工业安全及做好安全分析工作。我国核电刚刚起步,学习国外先进的安全规程,吸取他人的经验教训,探讨适合我国国情的安全管理规律是十分必要的.     

核电厂设计安全规定与核电厂的安全设计

1 前言 核电厂设计安全规定和核电厂选址、运行、质量保证安全规定是我国核安全法规体系中第二层次的法规文件。该套文件经国务院授权由国家核安全局批准发布,是强制性法规。 制定这套文件的目的,是为了保证核电厂和环境的安全,使厂区人员和公众在核电厂正常运行期间和事故情况下受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。     

金电前期工业安全阶梯式人才培养体系建设初探

本文主要论述了核电厂工业安全管理的概述,阐明了培养核电厂工业安全管理专业人才的必要性,并从核电厂工业安全专业人才培训的梯度要求角度出发,介绍了矩阵式人员培训体系和重点课题建设人才培养模式,为核电厂培养专业的工业安全监督管理人才提供了参考。本次所获结论也可为其他电厂同类工作提供一定的借鉴作用。     

核电厂运行安全指标

本文着重介绍了 IAEA 所制定的核电厂运行安全指标,同时也介绍了美国所制定的类似指标。这些指标为定量地评估和比较各国核电厂运行安全提供了可靠的依据。