实际消除早期放射性释放或大量放射性释放的安全目标定位研究

对"实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放"安全目标的准确定位,是正确理解HAF 102—2016的安全规定的前提,也是制定相关的监管政策时首先要考虑的问题。本文在研究国内外核安全目标的层次结构、内容范围和发展历程的基础上,针对我国提出"十三五"期间新建核电的安全目标和HAF 102—2016中提出相关的安全要求,提出了在我国核安全监管要求体系中定位方面的建议。     

HAF·J 0055及相关情况介绍

HAF·J0055《核电厂控制室设计的人因工程原则》是按照核安全法规HAF0200核电厂设计安全规定）和核安全导则HAF0208《核电广安全有关仪表和控制系统》及有关的国家标准与核行业标准的规定，参照国际电工委员会1989年发布的“Designforcontrolroomsofnuclearpowerplants”（IEC964）和美国核管会1981年发布的“Guidelinesforcontrolroomdesignreview”（NUREG0700）编写的。HAF·J0055可以为核电厂控制室设计人员在考虑人因工程的设计要求时提供参考。HAF·J0055仅包括对机器、环境和功能分配的人因工程要求．核电厂控制室（包括…     

核电站工程建设阶段不符合项管理

本文对国家现行的核安全法规HAF003（1991）《核电厂质量保证安全规定》和国际原子能机构发布的IAEA 50-C/SG-Q（1996）《核电厂和其它核设施安全的质量保证》中对不符合项的管理要求进行了深入的比较和分析,并在此基础上对核电站工程建设阶段的不符合项管理措施的制定提出了建设性意见。     

核电站建设中的不符合项管理

通过对核安全法规HAF003(1991)、国际标准ISO9001(2000)以及核安全法规IAEA50—C—Q(1996)文件中不符合项定义的对比．阐述了其真实内涵．提出了在实行IAEA50—C—Q(1996)新法规的情况下对不符合项进行分层、分类、分级管理的思路．指出了核电建设单位在不符合项管理中应注意的问题。     

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。     

标准动态

正国际原子能机构(IAEA)IAEA No.SSR-2/2:2011核电厂安全:调试和运行(出版日期:2011年10月)该出版物的目的是制订根据经验和当前技术状况必须加以满足才能确保核电厂安全运行的要求。     

对国内仪控相关导则和标准的思考

仪表控制在核电设计中占有重要地位.福岛核事故发生后,对核电站的安全性和可靠性提出了新的要求.制定新的核安全设计相关法规、导则和标准势在必行.文章分析了我国现行的核电厂设计相关法规导则与IAEA最新发布导则的差异性,总结了国内目前仅控相关的标准体系现状、存在的问题,对进一步完善仪控相关的标准提供了建议.     

新一代核电厂设计的安全要求——学习新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的一些认识和体会

结合IAEA的文件No．NS-R-1《核动力厂安全：设计》(Safetyof Nuclear Power Plants：Design)的一些下层导则，总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化，认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。     

国际原子能机构安全标准核电厂安全:设计特定安全要求 第SSR-2/1(Rev.1)号

正该出版物替代2012年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/1号印发的"安全要求"出版物《核电厂安全:设计》。它考虑了2006年出版的《基本安全原则》。促进核安全的各种要求旨在确保达到"可以合理实现的最高安全标准",以保护工作人员、公众和环境免受核电厂和其它核设施可能引起的电离辐射的有害影响。人们认识到,技术和科学知识都在向     

核安全法规发行信息

《核动力厂设计安全规定》(HAF102)和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)两个核安全法规单行本已经编辑、印制完成。这两个核安全法规是国家核安全局为提高中国核动力厂安全水平,促进核能事业的健康发展,在充分研究     

我国核电厂安全级电气设备鉴定标准体系简析

HAF 102《核电厂安全设计要求》规定了核电厂安全重要仪控系统、设备(包括计算机软件)必须经过鉴定,这就使得设备鉴定标准化对我国核电自主化建设具有特殊意义。在对国外先进的核电厂安全级电气设备鉴定体系进行分析的基础上,介绍了我国核电厂安全级电气设备鉴定标准的编制策略和体系结构及层次。     

核安全法规发行信息

《核动力厂设计安全规定》(HAF102)和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)两个核安全法规单行本近日已经编辑、印制完成。     

"华龙一号"总体设计标准体系研究

核电厂总体设计大多参照我国核安全导则开展具体工作,对下游专业工作开展一般具有顶层指导作用.由于我国核安全导则出版时间较早,福岛事故后国际组织针对三代核电提出很多新要求,这些新要求暂未体现在我国核安全法规标准中.因此,现有的核安全法规导则和标准,已不能够满足"华龙一号"总体设计要求,急需针对"华龙一号"设计特点新编标准....     

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…     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计质量保证

为确保核电厂的安全,在秦山核电二期工程的设计过程中,按照核安全法规HAF0400及其相关导则规定的原则和要求,制订并实施了设计质量保证大纲.这一质保大纲为设计规定了各种控制、验证措施,使所有影响设计质量的活动都在受控状态下进行并达到了期望的设计质量.     

华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。     

ISO 19443∶2018标准的理解与探讨

文章介绍了ISO 19443的基本结构,比较分析了ISO 19443标准与中国国家核安全局《核电厂质量保证安全规定》(HAF 003-1991))相应法规的主要差异,探讨了核电供应商在核电"走出去"过程中应用ISO 19443标准的可行性与可能存在的问题。     

IAEA No.SSR-2/1核电厂安全:设计 核电厂安全:设计IAEA No.SSR-2/1(修订版1)

正该出版物主要适用于固定的陆上核电厂,这些核电厂为发电或其他产生热量的应用(例如:区域供暖)配备水冷却堆。该出版物也适用于其他类型的反应堆,以决定设计阶段所要考虑的要求。该标准不针对以下方面:其他IAEA安全要求所包含的内容,例如:IAEA安全标准系列No.GSR Part 4(Rev.1)、     

EJ/T 9001《核工业质量管理体系要求》的适用范围

涉及到核工业的质量管理体系的相关要求，除EJ／T9001外，现在还有其他不同层次的文件。最高层次是国家核安全法规HAF 003《核电厂质量保证安全规定》，属强制性的要求。其次是国家标准和国家军用标准，包括GB／T19001—2000、GJB／Z     

浅析HAF603与ASME差异

为实现我国民用核安全设备焊工焊接操作工资格的法制化管理,国家核安全局于2008年发布了《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》(HAF 603),至今已颁布十年,发挥了应有的作用。随着核电的发展,HAF 603中有关焊工和焊接操作工资格管理的部分内容已不适应现今的实际情况。本文分析了我国核电焊工管理要求(HAF603)与美国核电焊工管理要求(ASME第IX卷)的差异,并结合国内实践经验,提出了几点修订HAF603的建议。