核设施退役安全相关文件的类型及其标准格式与内容的探讨

在研究分析国际原子能机构有关核设施退役安全相关文件的出版物的基础上,结合我国目前实际情况,提出了我国应当制定的核设施退役安全相关文件类型建议,并对每类文件的格式与内容提出了具体建议,规范了核设施退役安全相关文件的编制,可保证文件编制和审评的质量和水平。     

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．     

法国核设施辐射事故医学应急准备简介

法国是世界上核能利用的发达国家之一,基本核设施有140余处,运行中的核电站反应堆有43座,核能发电占总发电量的比例达65%。其核设施运行保持着安全记录,没有发生过重大伤亡事故,主要原因是对核设施的安全防护极为重视,建立了一套完整的安全防护机构和科学管理体制、严格的安全法规和规章制度,并采取了一系列的安全保证措施。同时,对核设施发生事故的可能性仍然十分重视,有足够的应急准备和措施。本文简要介绍法国核设施辐射事故的医学应急准备。     

以色列计划新建一座核反应堆

【中东门户网2002年11月27日报道】 以色列一名官员2002年11月27日称,以色列计划将新建一座核反应堆。 基础设施部发言人Avi Lerner说,该反应堆将建在以色列南部,用于民用发电,计划于2020年建成。 在离该反应堆不远的迪莫纳市附近,现有一座在役的核反应堆。一直以来,以色列拒绝签署旨在防止核武器扩散的《不扩散核武器条约》,并反对国际社会对其迪莫纳核设施进行核查。 Lerner还说,建设该反应堆的第一步工作是进行经济性和安全性方面的研究。如果研究结果证明其可行性,则该核设施将于2010年开始建造。以色列《新消息报》称,该反应堆造价…     

IAEA No.GSR Part 4核设施和活动的安全评价 核设施和活动的安全评价IAEA No.GSR Part 4(修订版1)

正本要求的编制基于《核能安全基本原则》,本要求针对所有能够导致人们受到来自核设施与活动的辐射风险的人类活动。核设施包括:核电厂;其他核反应堆(例如:研究用反应堆、临界装置);浓缩装置和燃料制造装置;产生UF6的转化装置;放射性燃料贮存和后处理厂;放射性废物管理装置,能处理、存储和处置;生产、加工、使用、处理货存储放射性材料的任何地方;用于医疗、工业、研究以及其他用途的放射性装置,和其他安装辐射发生器的地方;     

高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验

在反应堆退役工程中使用高压水清洗技术对反应堆工艺运输水池、工艺房间、密闭水池和一些特殊设备进行了清洗去污。通过施工前的工程验证试验及工程施工，取得了高压水清洗技术应用于大型核设施去污的1套技术数据。同时针对特殊情况进行了技术改进，使该技术在核设施退役领域中得到进一步完善。     

应用ATHLET程序分析NHR-5负荷跟随特性实验

ATHLET程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了进一步评估ATHLET程序对5MW低温堆(NHR-5)瞬态工况的模拟能力，建立了完整的NHR-5分析模型，在此基础上进行了5MW低温供热堆负荷跟随特性实验的计算模拟。并将结果与实验参数以及其它反应堆计算程序(RETRAN-02)的计算结果进行了比较。分析表明采用该程序的燃料元件表面过冷沸腾模型对计算结果有较大的影响。     

IAEA核能丛书No.NW-T-2.6核设施水池的退役

<正>IAEA核能系列水池通常是复杂核设施的一部分,但在某些特殊情况下,拥有明确许可的水池可视为与核设施相分离的单一设备。核设施利用水池冷却乏燃料,或屏蔽研究反应堆芯和辐射源。在长达几十年的服役时间里,水池可能会因为辐射性物质的沉淀受到污染。该出版物描     

保卫核电站的新仪器

【西德《世界报》1980年3月21日报道】国际原子能机构和美国能源部在美国新墨西哥州阿尔伯克基举办了核设施保卫技术的讨论会。22个国家的22名反应堆安全专     

基于PHA的TBM氚系统安全分析

使用预先危险性分析(PHA)方法对国际热核聚变实验堆计划(ITER)实验包层(TBM)附属氚处理系统的初级氚包容系统进行安全分析。首先给出PHA分析的基本过程,其次简要分析氚系统功能和多重包容安全措施,划分出控制氚迁移的多重包容边界和流体回路边界,确定氚释放为PHA的重点。最后编制出PHA表,分析造成氚危险性释放的原因和危害后果,并给出预防措施。在PHA的基础上,列出应进行深入分析的几种典型事故。对氚设施和其他各种核设施安全水平的评估方法进行初步研究,对影响氚设施安全水平的几类重要因素进行分析,给出核设施安全水平的计算方法。     

法国要求加快研制2000年压水堆的步伐

【法国《发展论坛》1991年1月16日报道】法国工业部核安全机构希望法国电力公司加快其2000年压水堆计划的实施,即研制新一代反应堆,以更换目前服役中的核反应堆。到2000年,法国需要更换30年前建造的第一批核电站,因为法国电力公司规定反应堆寿命为40年。工业部核设施中央安全处处长 Michel     

日本要求加强核电站“安全文化”

【路透社东京1994年12月20日电】日本要求把世界上的核设施的安全性当作最重要的事情来对待,尤其前苏联集团的一些共和国,它们的核设施缺少安全保证。 日本科技厅在一份关于核安全的白皮书中说,1986年的切尔诺贝利事故就是由于人们把效益和费用节省置于安全之上造成的。 白皮书还说,直至今日安全预防措施仍不充分,并且20多座苏联老式反应堆由于设计上的缺陷和运行人员较少培训等原因仍存     

CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。     

ATHLET 程序及其在低温供热堆中的应用

ATHLET 程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序.它可分析除堆芯熔化事故之外的其他设计基准事故,可应用于美欧传统和先进的压水堆和沸水堆,原苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK),以及加拿大的CANDU堆等反应堆系统的热工分析.介绍了微机版ATHLET程序,并用它对5 MW低温供热堆自然循环稳态运行工况进行了计算,结果和试验数据符合很好.     

反应堆结构三维非线性抗震分析研究

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。     

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

重水研究堆（HWRR）2008年年度报告

1反应堆运行情况 根据许可证要求时限,2007年底重水研究堆停止运行,转入长期停堆冷却状态,进入安全停闭期。2008年初,根据反应堆安全停闭期特点,编制、实施《101堆安全停闭期运行维护和监测制度》,维护反应堆系统、设备,保持系统的可用性和可靠性,确保反应堆安全。     

ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展及其验证

系统分析程序是对钠冷快堆的冷却剂回路系统进行全局模拟、瞬态及事故安全分析的重要工具。本工作对德国核设施与反应堆安全机构（GRS）开发的轻水堆最佳估算系统程序ATHLET进行修改,增加了钠的物性公式和传热关系式,将其适用范围扩展到钠冷快堆。为验证修改过的ATHLET程序,对法国凤凰（Phenix）反应堆系统建模,并对其自然对流实验进行模拟,将计算结果与实验数据进行比较。结果显示,ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展具有良好的适用性。     

反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析

介绍了采用低维等效原理和综合技术,研制成功的反应堆轴向功率分布控制和功率能力分析的计算程序。程序的计算精度满足工程设计要求。在秦山二期2×600MWe核电厂反应堆核设计中,用该程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,确定了该反应堆的运行控制模式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

法国核电站安全再评估

【法国《核综论》2000年第3期报道】考虑到时间对核设施和安全认识的影响,法国核设施安全局(DSIN)要求法国电力公司(EDF),不仅要继续反馈的经验外,还要经常进行各反应堆的安全再评估。再评估还包括对所有反应堆建造是否符合标准进行审查,尤其是那些在正常运行期间不受监控的部分设施或安全规定之内的和理论上会受到外来及内部危害的部分设施。再评估不包括要在第二个十年检修期间进行的改进。对于900MW系列,1988年开始在费森海姆和比热伊两个CP0型核电站进行安全再评估。1999年第一季度对特里卡斯坦1号机组做第二个十年检修时全面开始C…