秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

高温气冷堆HTR-PM安全审评中有关燃料最高温度的考虑

高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目.由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战.本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨.     

基于SPND跳堆功能研究

反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下,反应堆保护系统自动启动,执行跳堆功能,使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究,进一步分析和研究反应堆保护功能的要求,以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明,现有设计能满足标准法规的要求。     

换料报告审评方法及效果

换料报告是营运单位在换料停堆前向国家核安全局提交的综合报告,主要描述换料停堆期间将要进行的所有维修,试验,在役检查,装卸料等活动。通过对该报告的审评来验证营运单位所计划的活动是否满足核安全规范的要求及核电厂安全运行的需要。本文介绍了国家核安全局对大亚湾核电站两台机组第三次停堆换料报告审评时所采用的方法及审评中发现的问题。     

质量法规标准的比较分析及其应用

核设施质量保证工作除了应满足ISO 9001:2015,还应同时满足HAF 003《核电厂质量保证安全规定》和《国防科技工业军用核设施质量保证规定》的要求。如何同时满足三个法规标准的要求,需要将三个法规标准进行比较分析。通过对三个质量法规标准进行对照,从提出形式、实施目的、适用对象、实施方法、控制方式等方面对三个标准法规进行介绍,对三个标准法规的具体条款分析比较,找到其中的异同点。以处置场建设为例介绍处置场建设中质量保证体系的建立如何同时满足三个标准法规要求,保证物项和服务满足核安全要求,确保处置场顺利建成,并具备废物接收条件。     

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。     

核安全2006年总目录

栏目与篇名著作者期页.特别报道指导环境保护事业发展的纲领性文件—访国家环境保护总局局长周生贤国务院关于落实科学发展观加强环境保护的决定《中国环境报》社论:全面推进重点突破.本刊专稿核电厂蒸汽发生器制造中的安全问题核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定对我国原子能领域立法的一些思考研究堆老化管理的法规依据、现状及建议辐射防护概念的拓展与环境放射防护.安全审评核电厂在役检查无损检查资质在我国的实践和探索LBB对材料性能的要求核电厂和缓环境、显著老化机理与设备鉴定.核电厂实践浅论秦山核电厂事故后恢复主给…     

秦山第三核电厂消防设计的安全审评

消防是秦山第三核电厂核安全审评中涉及内容较多且重点讨论的一个问题，包括最终安全分析报告和火灾危害性分析报告两部分。本文回顾了消防系统安全审评的情况，对其中的12个主要技术问题逐一作了介绍。     

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。     

论地区监督站在核电厂特殊事件中的职责问题

简要探讨了我国地区监督站职责中符合性监督和审评性监督问题,并结合核安全法规的价值理论,详细论述了地区监督站在核电厂特殊事件中的作用.本文所指“特殊事件“是指除会导致核电厂事故应急的其他偏离核电厂正常运行的或大修管理的事件或事故,包括电厂执照运行事件.指出地区监督站应建立应对核电厂特殊事件的集体决策机制,以便正确理解和履行法规赋予的职责,有所为而有所不为,为核安全监管起到应有的作用.     

核电厂安全级数字仪控系统工厂测试策略

结合国内安全级数字仪控系统(DCS)工厂测试(FT)实践及核安全审评经验,根据核安全法规和相关标准对安全级DCS进行阶段划分研究分析。结果表明,核电厂安全级DCS应尽量进行完整功能和性能测试,谨慎选择试策略(FOAK)测试策略,对于首台机组建议不采用FOAK测试策略。     

核电厂数字化仪控系统软件共因故障相关核安全标准研究

本文分析了我国核安全法规导则、国际原子能机构相关安全标准和技术文件、美国核管会相关安全审评标准中应对核电厂数字化仪控系统软件共因故障的安全要求和技术见解,并结合我国核电厂运行事件和仪控系统设计中反映的问题,从考虑范围、可靠性评价和纵深防御设计等方面对完善我国相关核安全标准提出了建议。     

CNP1000核电厂的安全性与经济性

核电厂的安全性是最重要的，但是没有经济性的核电厂是不受欢迎的。URD要求的15％的热工裕量不是法规文件。核安全部门关心的是反庆堆的安全而不是热工裕量。增大反应堆的热工裕量，就意味着在同等经济规模条件下的核电厂要降低其反应堆的热功率（经济性）。过去设计的反应堆都是严格按照核安全法规设计，而且采用非常保守的计算方法、公式和计算机程序进行设计，所得到的热工裕量非常小或者没有，但是这些反应堆仍然在安全运行着，如果现在采用新的计算方法、公式和计算机程序计算这些运行核电厂的热工裕量，应该是有所提高的。同时，用不同类型的计算方法、公式和计算机程序得到的热工裕量也是不相同的，所以热工裕量不是评价反应堆是否安全的标准。在经济不发达的中国，反应堆的安全性和经济性同样是非常重要。增大反应堆的热工裕量主要是为了防止核电厂在正常运行时偏离设计安全限值、增加反应堆应付事故和严重事故的能力。核电厂设计应该俦考虑如何保证在任何事故条件下反应堆能够及时停堆、不失电、提高ECCS的非能动能力和可靠性，同时使用那些被实验和实践证明的新设计方法、公式和计算机程序进行反应堆设计，切实提高反应堆的安全性和可靠性，在保证核安全的前提下充分提高核电厂的经济性。通过使用最新的子通道分析程序和最佳估算（方法）大破口失水事故分析程序对CNP1000核电厂（2775MW热功率，3.66m堆芯和3150MW热功率，4.27m堆芯）进行了DNBR裕量和大LOCA线功率裕量分析，计算的DNBR值和峰值包壳温度都满足验收准则的要求，其DNBR裕量和线功率裕量都满足15％的要求，反应堆是安全的。从安全和经济的角度，CNP1000核电厂应该选择3150MW热功率，4.27m堆芯为宜。     

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。     

某核电厂主泵-主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案.并对该核电厂今后的运行提出了安全要求.     

熔盐堆选址源项确定方法评价研究

选址源项的种类成分、形态、数量、释放方式和释放时间、影响范围等参数是反映反应堆安全的重要指标。我国现行核安全法规对于反应堆选址源项仅有原则性规定,且多基于压水堆,不能完全适用于固态燃料熔盐堆。熔盐堆采用了不同于压水堆的设计、燃料、冷却剂和系统结构,因此,固态燃料熔盐堆的选址源项及其确定方法也与压水堆有很大不同。本文将结合核电厂选址相关的法规标准和核安全审评要求,对固态熔盐堆所采用的新设计理念、新燃料和结构系统特点进行分析,并对其选址源项及确定方法进行评价,为将来固态熔盐堆核电厂选址评价及有关核安全法规标准修订完善提供建议和参考。     

美国能源部《非反应堆核设施安全分析编制指南》分析及对我国相关工作的启示

为规范和指导非反应堆核设施安全分析报告的编制,美国能源部发布了《非反应堆核设施安全分析编制指南》,分析该指南的主要技术内容,并给出借鉴该指南修订我国相关法规、导则及开展概率安全评估(Probability Safety Assessment,简称PSA)的建议。     

核电厂人因工程与控制室的安全审评

核电厂人因工程与控制室的安全审评是美国三哩岛来重事故后开始的一项科技前沿课题，目前在我国已经实施，本文论述了开展该项工作的重要性及意义，并详细说明了该领域安全评审的范围和深度要求，同时也简要介绍了作为该项工作基础的我国自己建成了核电厂人因工程与控制室核安全法规技术文件体系的情况。     

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。     

地震动力分析中的输入问题

陈述了地震动力分析的核安全审评依据，分析了在民用核设施的安全审评中关于地震动力分析所遇到的各种不同情况，其中包括支撑介质类型（如岩石地基、非岩石地基、深厚软土层地基等）以及所遵循的规范标准（如中国规范、法国规范、美国规范等）。给出了其中各种典型实例的自然状况以及就地震动力分析的输入问题的审评经验和体会。笔者认为，在地震输入问题上和在ＨＡＦ０１０１（１）的执行过程中，尚存在着值得探讨的地方。