分级方法在核燃料循环设施安全要求中的应用及相关标准浅析

核燃料循环设施类型多样,分级方法在核燃料循环设施中有较广的应用,标准在指导如何分级中发挥了重要作用。文章以IAEA安全标准第SSR-4《核燃料循环设施安全要求》的要求为参考,结合我国核燃料循环设施的安全相关标准要求,简要分析了分级方法在核燃料循环设施分类、物项安全分级、纵深防御等方面的应用,并提出了分级方法相关标准的建议。     

研究堆放射性废液贮存设施设计中几个安全问题的处理

在研究堆核安全审评工作中,由于研究堆类型多样、运行方式不同,产生的放射性废液量和活度水平也不同。此外,在标准方面也没有针对研究堆放射性废液管理的适用标准,仅能参考核电厂和后处理厂的相关要求。因此,针对设计中安全问题的处理方式需要结合设施实际情况调整。通过讨论审评工作中几个较为关注的安全问题的处理情况,来探讨研究堆放射性废液贮存设施的合理安全要求。     

中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨

本文介绍了美国核管会(NRC)及中国核燃料循环设施应急状态分级发展的历史及现状,对比了中美核燃料循环设施应急状态分级的差异,并给出分析结果,建议对后处理设施开展完整的二级PSA研究,给出相关事故谱,为进行应急状态分级及应急行动水平制定提供充分的技术支撑。     

应急照射情况的防护

国际原子能机构(IAEA)在国际放射防护委员会(ICRP)第103号建议书的基础上,完成了《国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(IBSS)的修订并于2014年发布,原来的实践与干预体系改变为现在的计划照射、应急照射和现存照射三种照射情况。关于应急照射情况的要求主要有:根据与源有关的辐射危险的性质和规模制定应急计划、应急程序和应急安排;参考水平用于应急照射情况下的防护和安全最优化;政府须确保建立和维护一个综合并协调的应急管理体系;对于公众照射,政府须确保在规划阶段制定防护策略并使其正当化和最优化;政府须制定关于管理、控制和记录应急人员在紧急情况下所受剂量的计划。IAEA保护人类和环境安全标准GSR第七部分《核与辐射应急准备和响应安全标准》是基于原安全标准丛书GS-R-2(2002)和IBSS修订发布的,本文给出了在要求、术语、概念等方面的变化。我国现行标准《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》等效采用了1996版IBSS,在参考水平、公众应急防护行动准则、应急工作人员的受照控制等方面都与新IBSS不同,应及时开展研究并修订我国标准。     

后处理设施气载流出物中129I的监测和监管

鉴于我国后处理设施气载流出物中1291将给公众和环境带来长期辐射风险,分析了目前可用于气载流出物放射性监测的129I收集、测量方法,介绍了我国与后处理设施气载流出物中129I排放相关的监管要求,并对未来后处理设施气载流出物中129I监测、监管工作的开展提出了建议.     

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.     

奥运期间中国原子能科学研究院核设施风险评估

根据北京市突发公共事件应急委员会“关于做好奥运期间突发公共事件风险评估工作的通知”，的内容，我院对本单位进行了风险源调查和评估工作。评价所涉及的核设施包括：反应堆类设施，三废处理设施，核燃料后处理研究实验设施，核材料加工、生产和贮存设施。风险的类别分为外部事件和内部事件两类。其中，外部事件风险是指由于自然、社会等外部因素给核设施安全状态带来的威胁；内部事件风险是指由设施自身运行条件或状态产生的安全风险。     

使用分级方案应用研究堆应急准备与响应要求研究

我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求,分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤,基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构（IAEA）功率相关应急威胁分类准则以及应用IAEA应急准备与响应要求的分级方案的依据,提出了我国研究堆的应急管理分类准则以及对不同应急管理类别研究堆应急状态分级和应急计划区（EPZ）要求,这为简化低功率研究堆营运单位应急预案的内容和细节的范围、程度和水平以及建立与不同类别研究堆危害评定结果相称的我国研究堆应急管理系统提供了依据。      

秦山核电厂的安全设计

秦山核电厂的设计把安全放在首位,在参数指标选取上留有相当的安全裕量。设计中考虑了多种安全措施,如专设安全系统、安全保护系统和各种抗自然灾害(诸如地震、台风、潮汐等)的设施,并进行了初步的事故安全分析和环境影响的评价,考虑了反事故措施和应急对策。安全系统和设施的设计,一般均参照七十年代后期国际上的通用标准进行,并完全符合我国《放射防护规定》的标准。     

汲取福岛事故教训 完善我国标准内容

介绍了目前国际、国内核安全法规、标准、监管要求等的基本情况,并结合福岛事故后各国对法规、标准等的评估结论和改进建议,提出了对我国与外部事件、严重事故、应急响应等相关的标准导则的修改完善意见.     

放射性废物中等深度处置安全目标研究

随着我国核工业的发展,积累了相当数量的长寿命放射性核素浓度较高的低中放废物,IAEA建议将这些废物进行中等深度处置。为尽快开展中等深度处置的相关研究,调查分析了我国需进行中等深度处置的废物源项,在此基础上,参考国外中等深度处置设施的安全目标,结合我国相关核安全法规标准要求,给出了我国放射性废物中等深度处置设施关闭后长期安全目标为1mSv/a、安全防护时间尺度为1000a以上,其运行期间的安全目标可参考GB 13600中的相关目标值。利用OECD/NEA对核素浓度限值的推导方法,初步计算了钻探情景和钻探后情景主要核素的活度限值。     

乏燃料后处理厂退役用远距离操作技术探索

随着我国大型遗留核燃料后处理设施退役治理工作的按序推进,现已进入退役关键阶段,为使其中强放射性区域安全、顺利实施退役,研究、摸索和掌握远距离操作应用技术,良好的退役设计与策划,是推进退役事业、使之具备工作条件和能力的先决条件。由于我国尚未建立乏燃料后处理厂退役用远距离操作的相关标准体系,本文首次依据对我国遗留后处理厂现状特点,深入剖析典型退役难点,并参照国外同类型工程远距离操作经验提出了退役用远距离操作的总体设计要求,可以作为设计远距离操作技术决策的重要依据。     

放射性废物安全的主题分类和部分成果评介

将放射性废物安全初步分类为废物处理与整备设施安全,废物贮存设施安全,废物与废放射源处置设施安全,流出物排放安全,污染物料回收利用安全,退役与环境整治安全,排除、豁免、解控,废物优化管理和废物最少化,废物管理政策法规标准和规划,废物安全监管和安全文化素养等10个主题.按照上述主题分类,对我国放射性废物安全领域近年来的研发进展做了述评.     

安全标准安全领导和管理 一般安全要求 第GSR Part 2号

正该"安全要求"出版物规定了在与辐射危险有关的组织内以及在引起辐射危险的设施和活动中建立、评定、保持和不断改进对安全的有效领导和管理的要求。这包括监管机构和其他主管当局,以及负责设施或活动的组织。该"安全要求"出版物取代原子能机构《安全标准丛书》第GS-R-3号《设施和活动的管理系统》。该"安全要求"出版物发展了2006年出版物中的概念,并考虑到从已发生事件中汲     

核电厂场内应急响应能力的保持

这是国家标准“核电厂应急计划与准备准则”系列中的一个。 本标准参考美国核学会的相关标准,结合我国应急工作的经验和实际,对如何做好核电厂的应急响应能力的保持提出了明确的要求,除了国际上通用的对培训、演习的要求以外,特别结合我国     

关于近地表处置设施定期安全评价的建议

我国目前缺少近地表处置设施定期安全评价的具体要求，在调研与分析国内外核设施定期安全评价有关要求及实践的基础上，充分考虑近地表处置设施固有特点，同时兼顾安全全过程系统分析有关要求，对近地表处置设施定期安全评价的整体思路及策略、安全要素的筛选、安全要素及其评价要点等提出建议，以期为我国近地表处置设施定期安全评价的开展及有关标准/导则的编制提供参考。     

低中水平放射性固体废物近地表处置设施安全分析报告格式和内容的探讨

我国目前尚缺少放射性废物处置安全分析报告格式、内容要求的相关导则,本文在基于我国已有低中放固体废物近地表处置工程实践及国际原子能机构安全全过程系统分析理念的基础上,对近地表处置安全分析报告的编制要求进行探讨,提出对应的格式与内容建议,以期为编制低中水平放射性固体废物近地表处置设施安全分析报告格式和内容给的标准提供参考。     

CARR应急堆芯冷却系统停堆冷却措施分析

停堆后的冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一。CARR应急堆芯冷却系统是一套多功能、高度安全可靠的专设安全设施,它在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;在正常停堆和事故停堆过程中执行应急堆芯冷却功能;还执行应急热阱选择、系统供电方式、回路阻力分析、阀门开关设置等方面的处理,使系统在两种功能的切换中不需要人为操作,依靠流量的自动匹配来满足正常运行和事故运行的要求。体现了CARR的安全性、先进性和经济性。本文以核安全法规和导则为前提,以满足系统功能为基础,首先介绍了CARR应急堆芯冷却系统的功能、主要参数和流程。根据CARR的实际情况,对应急堆芯冷却系统的停堆冷却措施和典型事故进行了分析,论证了该系统是如何在正常停堆和事故停堆状态下实现非能动堆芯冷却的。     

后处理设施共去污分离循环工段的始发事件研究

始发事件的确定和分组是概率安全评价(PSA)的重要基础。乏燃料后处理设施与核电厂的主要差异在于乏燃料后处理设施的危险物质分布广泛而且不局限于放射性物质。应用失效模式和影响分析(FMEA)与主逻辑图(MLD)两种方法对采取普雷克斯(Purex)流程的典型乏燃料后处理设施的共去污分离循环工段的始发事件进行了识别。然后,根据乏燃料后处理设施中设备室即安全屏障的特点,对始发事件进行了分组。结果显示,本工段内只有两个设备室不需要就安全问题进行特别关注,临界、着火和红油爆炸是需要重点分析的始发事件。     

秦山第二核电厂医学应急救护准备和响应行动

核事故医学应急救护准备是核事故总体应急准备工作的重要组成部分,旨在发生核事故时能迅速采取有效的医学救护行动,最大程度地减少和控制辐射危害,以保障核电厂工作人员的健康与安全.本文从场内医学应急救护组织建设、技术准备(文件准备、急救培训、医学应急演习)、条件保障及应急准备状态的维持等方面,介绍了秦山第二核电厂医学应急准备工作,以及应急救护响应行动实例(非核事故).结果认为,秦山第二核电厂现场医学应急准备体系基本建立,技术力量、相关设施配备,与所承担的医学应急任务相匹配,应急状态维持良好.并对今后进一步做好医学应急准备工作提出了建议.