IAEA国际核事件分级表（INES）简介

本文简要介绍了国际核事件分级表的背景，核事件分级表和分级的准则。     

核电站应急系统EmInfoSys简介

核安全是核能与核技术利用事业发展的生命线,核事故应急响应是核安全纵深防御的最后一道屏障,是确保核能事业安全健康发展的重要措施之一。建立功能齐全、反应灵敏、运转高效的核与辐射事故应急管理体系,是我国核安全中重要任务之一。北京广利核系统工程有限公司从2001年开始参与核应急指挥系统的建设,先后参与了秦山、田湾、环境保护部、海阳、台山、防城港、三门等大量的核应急项目,形成了拥有自主知识产权的核应急平台———EmInfoSys （Emergency Management Information System）,本文对EmInfoSys系统做了简要介绍。     

我国核应急决策支持系统研究开发和现状与展望

国家核应急决策支持系统是以欧洲核应变决策支持系统为技术平台、结合我国核电站的环境特征建立的我国自己的核应急决策支持系统。这个系统可以在发生核事故的情况下,借助于评价模型和有关的环境监测信息,对放射性释放给环境和公众可能产生的风险作出分析和预测,成为决策者确定科学合理的应急防护行为的技术支持工具。本文介绍我国核应急决策支持系统研究与开发工作的组织、进展情况以及今后的应用展望。     

日本福岛发生INES3级高放污水泄漏事件

日本原子能监管委员会于2013年8月21日宣布,根据国际核与放射事件分级表（INES）将最新发生的福岛第一核电站高放污水泄漏事件的评级上调至3级,即“重大事件”（国际核与放射事件分级表和相关事例如图1所示）。     

核电站预防性维修的重要性

日本福岛核事故后,我国核电站认真吸取教训,在总结经验教训的基础上,结合核电站设计和运行的关系说明了核电站预防性维修的重要性。文章介绍了预防性维修的内容和制定预防性维修大纲的基本技术方法,阐述了核电站预防性维修的方法及其所起到的安全保障作用。     

国际核应急要求与技术的某些进展

前苏联切尔诺贝利核电站事故以来的十多年期间,国际上在对核应急工作的概念、范围、基础结构、计划要求、干预、以及应急技术等方面都有了很大的进展。另一方面,我们国家的应急工作也在绝大多数方面取得了可喜的进展和很大的成绩。我们应该在充分注意总结自己宝贵经验的同时,继续加强对国际上相关进展和经验的关注和研究,以使我国的核事故玫辐射应急能够在现有基础上再上一台阶。     

核工业的多事之秋——1999年核事件纵览

【欧洲核学会《核新闻网》1999年12月29日报道】1999年的核工业受到一系列潜在且大规模相互冲突的政治和经济力量的影响。一方面,欧洲的绿党政治家们分别在其各自国家为推进逐步淘汰核电政策的努力上取得了不同程度的成功。他们的总体目标既得到了欧盟的支持又受到了它的阻碍。欧盟将关闭东欧老式的核电站定为加入欧盟的前提条件,但又明确地指出核的必需性和各电站设计之间的差别。另一方面,核电的经济和环境优势不断地得到承认。整个行业面对着持续增长的价格压力,以削减费用、合并以及大西洋两岸的收购与合并作出回应。以下是《核新闻网》…     

RODOS 4.0与RODOS的未来发展

2000年初，欧洲核应急决策支持系统研究项目开发出了系统与评价软件RODOS4．0，这是一个重要的里程碑，标志着RODOS系统已经从研究开发进入了运行应用的阶段。本文主要介绍了RODOS4．0的系统结构与模块，包括RODOS PV4．0（示范版）和RODOS PRTY4．0（原型版）两个版本，同时介绍有关的独立软件程序。最后，简要介绍了RODOS系统的安装运行情况以及RODOS系统的未来发展计划。目前，我国正以RODOS作为平台开发我国自己的国家核应急决策支持系统，了解RODOS4．0的技术现状与RODOS系统的未来发展计划，对于我国核应急决策支持系统的研究开发工作是非常有益的。     

我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进,提出了用于我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断的分级矩阵以及基于该分级矩阵开发诊断软件的需求。首先,通过建立约束条件,编制具有较强标准化和逻辑性的分级矩阵,特别是各矩阵及其各组成部分的排序;其次,通过建立多入口逻辑树和用户友好界面,开发具有快速诊断功能的诊断软件,特别是各逻辑树的分层和各界面的构成。      

（前）苏联压水堆核动力装置事故分析

本文介绍了（前）苏联压水堆核电厂及核潜艇的较重大事故的起因、过程及后果，分析了事故原因，指出了应从中吸取的经验教训。     

Innovative Nuclear Energy Systems and the Future of Nuclear Power

There is a renewed interest in nuclear power worldwide. The interest is sparked by concerns about global warming and security of energy supplies. In addition to the growing interest in building more reactors in countries that already have nuclear power, future demands for nuclear power are likely to include applications in countries that do not presently use nuclear power and applications beyond large-scale electricity generation. This paper will discuss some of the characteristics that future reactors will need to have to meet such demands, as well as other measures required to facilitate a nuclear renaissance. In addition, the emergence of new international nuclear initiatives and their potential roles will be described.     

Safety Aspects of Long-term Dry Interim Storage Of Type-b Spent Fuel and Hlw Transport Casks

Abstract

Based on the German decision to minimise transport of spent fuel casks between nuclear power plants, reprocessing plants and central storage facilities several on-site storage facilities were licensed until the end of 2003. Because of the large amount of Type B(U) transport casks which are going to be used for long-term interim storage the question of timelimited Type B(U) licence maintenance during the storage period of up to 40 years has been discussed under different aspects. This paper describes present technical aspects of the discussion. A main aspect of qualification of transport casks for interim storage is the long-term behaviour of the metallic seal–lid system. Here results are presented from current long-term experimental tests with metallic 'Helicoflex' seals in which pool water is enclosed. This series of tests has been performed by the Federal Institute for Materials Research and Testing (BAM) on behalf of the Federal Office for Radiation Protection (BfS) since 2001. Finally, the paper presents a German concept for an exchange of experience, know-how and state-of-the-art between authorities and technical experts with regard to cask dispatch in nuclear facilities. BAM has taken over a central role in this so-called 'coordinating institution for cask dispatching information' ('KOBAF') which entails management of an online database of cask-specific documents and a technical working group meeting twice a year. The goal is to keep comparable technical standards for all nuclear sites and storage facilities which are going to load and dispatch casks of the same or similar types under the responsibility of different German state governments for the coming decades.     

核与辐射事件医学应急管理体系国际比较

介绍了我国核与辐射事件医学应急管理体系的构成,并将之与日本、美国、法国、俄罗斯和加拿大的核与辐射事件医学应急管理体系进行比较,分析其优缺点,同时介绍了WHO和IAEA在核与辐射事件医学应急中的作用,在此基础上提出建立健全我国核与辐射应急医学管理体系、提升医学应急救援能力的建议。     

我国核电建设管理模式的探讨

总结分析了我国核电建设管理模式和核电工程公司的发展现状.结合国家核电发展规划,参考我国核电工程建设的成功经验,探讨今后我国以核电工程公司为主体的核电建设管理模式.建议我国核电发展采用交钥匙工程总承包(EPC/Turn Key)的核电建设管理模式,由业主主导,以具有核电设计能力的工程公司为主体,以合同为纽带,分工合作,整合各方专业化的核电建设队伍.     

我国核电设备国产化的研究

本文根据我国核电站设备设计和制造的经验与实际能力,分析了600MW 核电站设备国产化的必要性和可能性。笔者指出:抓好核岛设备的设计,是国产化的关键;在核电设备制造方面,我国已有一定的基础,只要稍加措施,增添少量关键加工设备和测试仪器,估计可以适应当前的要求。笔者还提出了对现阶段核电设备国产化的步骤和措施。最后,具体分析了我国首套600MW 核电机组的设备制造情况,综合测算其国产化率为70%左右。     

自主发展核电的必要性、可行性及存在的问题

从六个方面简要论述了我国自主发展核电的必要性;从五个方面讨论了自主发展核电的可行性;指出了存在的主要问题并且提出了如何解决这些问题的思路。     

美国核电站退役监管及对我国退役监管的建议

介绍了美国核管理委员会对核电站退役的监管要求,结合我国实际,在强化许可证持有者责任、监管制度建设、退役终态确认、退役资金管理和技术研发等方面提出了建议。     

大亚湾核电站延伸运行技术的研究与实施

延伸运行(SO)是指当一回路的硼浓度接近0mg/L时,通过降温和降功率引入反应性,以保证反应堆加深燃耗继续保持功率运行,世界上许多核电厂采用SO.大亚湾核电站成功实施了我国的首次延伸运行.延伸运行作为一个特定的运行模式,需要进行相关的设计论证和安全分析.由于连续或阶跃式的降负荷和降温度,核测量系统和反应堆控制保护系统的参数需要进行特殊设置.按照发电计划的安排,大亚湾核电站的第一次延伸运行于2003年3月11日到3月20日实施,顺利实现了错开大亚湾核电站209大修和100大修的目的.     

核电站模拟器在三里岛事件后的新要求和新发展

本文介绍了美国三里岛事件后核电站控制室设备的改进对核电站模拟器的新要求、模拟器本身在三里岛事件中所暴露的不足及随后模拟软件的新发展,也简略地介绍了目前模拟器在世界范围的发展动向。