国外核电站的管理和审批体制

本文分析了建立核电站管理和审批体制的重要性,较详细地阐述了美国核电站的管理和审批体制,对苏、英、法、加拿大、西德和日本等国的管理和审批体制作了简要介绍,并提及某些发展中国家的有关情况。在此基础上,本文对国外核电站的管理和审批体制作了初步的综合比较,以供有关部门和单位参考.     

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。     

核电站选址阶段环境影响评价的公众参与问题

介绍和评述了环境评价活动中公众参与的法规内容,概述了国内外公众参与的方式方法和进展,基于已有的实践和经验,指出核电站选址阶段环境影响评价公众参与应当注意的几个问题.     

核电站选址及设计过程中对飞机坠毁事件的考虑

本文主要总结和介绍了有关在核电站选址及设计过程中,对飞机坠毁事件的概率分析、计算以及对结构和设备的影响。介绍和评价通用的计算撞击局部效应的公式。简述撞击对结构整体的响应和一些实用计算方法以及相应的结构措施。文中所总结和介绍的对飞机撞击效应的实用计算公式,也可适用于计算由其他原因引起的飞射物的撞击效应。     

日本大涧核电站就全堆芯采用MOX燃料举行首次听证会

【日本《日本原子》 1 999年 2月号第 1 1页报道】　 1 998年 1 2月 1 7日 ,在大涧镇举行有关大涧核电站 1号机组 (1 383MW先进沸水堆 )第一次听证会 ,大约 30 0人参加了会议。电力发展公司 (EPDC)拟定于 2 0 0 7年开始商业运行 ,这是世界上第一个全堆芯采用混合氧化物燃料 (MOX)组件的反应堆。听证会由日本通产省 (MITI)天然资源和能源厅主持。这是继 1 996年为东通核电站1号机组 (业主东北电力公司 )召开听证会以来 ,还是第一次为新择址的核电站举办听证会。与会者对核安全以及地区发展措施提出问题。由于只有 2 1人想要发言 ,因此…     

进一步强化核电站安全管理

在从事多年核安全管理实践的基础上,总结了我国核电站运行在此领域所取得的业债和成功经验,指出核电站安全生产工作中值得注意的几个方面,最后提出强化核安全生产管理的若干措施。     

未来核电站的双机组组合配套设施设计

本文讨论了美国,法国和日本的核电站布局和系统设计评价并提出了未来核电双机组哈 配套设施设计,从基建设资费和停堆与维修费的观点,讨论了未来的双机组组合配套设施（常规岛）设计与双机组概念（Ｓｌｉｄｅ－ａｌｏｎｇ）设计相比较而言的管理上关注的问题和成本效益,从费用和运行灵活性的观点看,双机组组合的配套设施（ＢＯＰ）设计是未来明智的选择,相关的管理方面关注的问题将被论及。     

日本原子工业论坛第33届年会讨论全球核电站问题

【英国《国际核工程》2000年10月刊报道】 日本原子工业论坛(JAIF)第33届年会的中心议题是日本原子能工业如何从JCO东海村事故中恢复过来。这次会议的第三天是在东海村召开的。东海村知事和几位村民在会议上发了言。会议还讨论了伪造MOX燃料检查数据所引起的问题以及对日本钚再循环计划的影响。 1999年,全世界有3个新核电机组投入运行,它们是斯洛伐克的莫霍夫采 1号(440 MW VVER)、韩国的月城4号(700 MW Candu)和蔚珍4号(1000 MW PWR)。建造中的7个新机组分别是日本的滨冈5(1380 MW ABWR)和志贺2号(1358 MW ABWR)、中国台湾…     

核电站安全分析近况

本文简述了核电站安全分析近况,对核电站严重事故列、系统安全分析程序评价、核电站分析器等领域的研究成果做了粗略的介绍,并讨论了关于双端注射、设计基准事故等当前有争议的几个安全问题。     

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础，采用一子通道分析程序作为参照，对它们各自的计算结果进行比较，通过对单通道的两个热工参数进行修正，使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想，物理模型，程序计算流程等。     

核电站故障支持系统人机界面（HMI）的设计

三哩岛核电站2号堆事故后，许多人提出在电站里引入人机界面的设计。人机界面能够在事故工况时显示电站状态参数，以辅助操作员操作。虽然在出现紧急工况时，操作员需要依照紧急操作规程进行操作的情况下，人机界面HMI应当起到怎样的作用尚未讨论，但其中的一些人机界面已经应用于核电站。本设计以“特殊的屏幕显示组成人机界面”为主要原则，其优势在于有一位前电站操作员参与了本文的撰写．而以前用户很少参与人机界面的设计。文中所提到的HMI对于普通操作员来说容易理解，并有可能安装在今后的商用核电站上。文中的人机界面HMI的作用已在一个小型实验中得到检验。     

人因失误心理背景与核电站安全

人因失误是造成核电站事故的主要因素之一,而现场的心理背景在诱发人因失误的过程中起着十分重要的作用。本文分析了人行为时心理背景的结构,总结了几种典型的人误心理背景。最后指出,消除不利于安全的心理背景之根本途径是建立企业安全文化,并提出了核安全文化的基本特征。     

东海核电站热交换器解体拆除工程计划

日本原子能发电公司的东海核电站（卡德霍尔型，Calder Hall，电功率166MW），是日本最早的商业核电站，于1966年7月开始营业运行，1998年3月完成使命后停止运行。现在，日本原子能发电公司正在自行实施这座电站的退役计划。川崎设备系统公司曾参加东海核电站的建设，不仅承担了包括热交换器在内的一次冷却系统的制造，而且还承担了定期检查和维护等项工作。另外，在核电站退役计划和退役技术的研究中，川崎设备系统公司也曾提供协助。以这些经验为基础，川崎设备系统公司正在积极地协助东海核电站退役计划的实施。 东海核电站的退役，其解体工程已于2001年12月着手进行，从2006年起，开始了以热交换器解体为主的工程。热交换器是构成一次冷却剂边界的装置，是仅次于反应堆的大型构件。日本核电公司和川崎设备系统公司比较研究了各种解体方法，从解体作业时有良好的可靠性和安全性，能够让放射性物质的污染区域最小，能够降低工作人员的照射剂量等观点出发，选定了运用起重机吊下式（jackdown）工程方法和遥控切割装置／搬运装置的解体工程计划。本文将介绍这个计划。另外，还将介绍退役计划中用于减少废物的去污技术。     

日本核电公司东海堆退役计划概要

【日本《原子能产业新闻》2001年10月18日报道】 日本核电公司已经向经济产业大臣提出了拆解日本国内第一座商用堆东海核电站(气冷堆、功率为166 MW)的申请。东海核电站是1966年7月开始运营的日本第一座商用堆,1998年3月停运,累计发电量为290.0672亿千瓦时,累计设备利用率为62.9%。今后,计划从2001年12月开始通过一系列的工程、用大约30年时间完成所有设施的拆除作业。下面就对东海堆的退役计划概要作一介绍。 退役作业计划分4个阶段进行 由于东海核电站的退役措施计划为一项长期计划,所以整个计划在体现退役措施概要的基础上,将退役工程分…     

核电站概率安全分析的若干课题

文中对核电站概率安全分析所取得的主要成就、待澄清的概念及当前的主要课题等进行了分析介绍。     

核电站信息数据库应用现状及其探讨

本文从核电站信息数据库对核电站运行安全的作用入手,分析了国内外核电站信息数据库的应用现状,对国内核电站信息数据库的发展类别进行了讨论,并探讨了我国核电信息数据库建造的发展条件与存在的问题。