日本柏崎·刈羽核电厂新潟地震震害经验

通过对日本柏崎·刈羽核电厂在2007年7月16日新潟地震中的主要震害情况的描述,分析说明该核电厂的抗震设计基本情况,最后提出核电厂抗震设计与评价中应引起重视的问题。     

对日本柏崎·刈羽核电厂地震事故的思考

柏崎·刈羽核电厂在超设计基准地震发生后未造成严重事故，证明了日本核电厂具备抵御超设计基准地震的能力；日本在地震后如何检查、修复和恢复核电厂的运行值得密切关注；文中对一址多堆、地震与应急、业主与责任和地质地震调查提出了见解。     

东京电力公司柏崎刈羽核电厂抗震设计的实际经验

1前言 在2007年7月16日的中越冲地震中，日本东京电力公司的柏崎刈羽核电厂虽然处在被称为“超设计假定”的振动环境下，但反应堆的安全却未受到损害。本文将评论这个核电厂的抗震性能。笔者是该电厂抗震设计的参与者，回顾建设当时的情况，深刻体会到日本传统的抗震设计方法具有较好的冗余度。     

日柏崎·刈羽核电厂将推迟重启

正【英国《国际核工程》网站2021年7月27日报道】日本东京电力公司(TEPCO)在2021年7月21日公布的第四份综合特别业务计划中表示,柏崎·刈羽核电厂将推迟至2022年重启。柏崎·刈羽拥有7台沸水堆机组。虽然2007年的新潟县中越冲地震没有给该电厂造成实质性损害,但该电厂此后一直处于停运状态,     

日本柏崎刈羽核电厂发生事故

【《日本经济新闻》等1991年2月23-27日报道】东京电力公司1991年2月22日宣布:1991年2月21日,日本柏崎刈羽核电站2号机组,由于操作失误而导致汽轮机跳闸和反应堆停堆事故。一名运行人员在进行例行维护期间,错误地将一个主润滑油箱的阀门打开,30分钟后,致使向汽轮机轴承注射润滑油的泵的压力下降,造成汽轮机跳闸。2月27日,该堆已恢复运行。     

核电厂地震概率安全分析研究现状及展望

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震灾害风险的重新审视和认识.本文概述了地震概率安全评价这一有效评估地震灾害风险的方法在国内外的已有研究成果和现状,详述了其开展方法及流程,对比性简介了确定论地震灾害分析方法一地震裕量评估法,对核电厂地震相关的研究和监管提出了一些建议.     

核电厂反应堆换料安全评价原理与应用

介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法。重点讨论了换料设计安全评价中的界分析方法和关键安全参数概念以及应用方法地大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯（Ｕ２Ｃ３）换料设计的安全评价。     

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。     

核电厂地震分析综述

扼要地概述了核电厂结构、系统和部件的地震分析全过程，包括厂址地震载荷的确定，分析系统的划分，数学模型建立，计算方法和结果的分析、处理等。对其中主要环节作了比较详细的评述。此外，简要介绍了地震载荷与其它载荷的组合。     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

核电厂选址阶段的核安全监督

根据核电厂选址程序以及相关的规范标准，结合前一时期核电厂选址．分析了核电厂选址阶段核安全监督的方式和特点，并对当前监督存在的问题进行了讨论。     

核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用

为确保核电厂在内部水淹情况下仍能保证安全功能,有必要在核电厂设计时考虑对内部水淹进行防护,并对核电厂进行内部水淹安全评价以验证内部水淹防护目标的实现。通过对内部水淹防护目的、要求以及内部水淹防护措施进行研究,探索和提出内部水淹确定论安全评价的设计假设、方法和步骤。以某百万kW级核电厂硼酸输送泵间、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间为例对方法进行了应用和验证,分析表明无需对硼酸输送泵间进行特殊防护,但须对反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间采取适当的疏水措施以确保核安全功能的实现。     

核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定

探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.     

核电厂安全文化的模糊综合评价方法研究

根据核电厂的特点,从安全文化四个形态层面——安全观念、安全制度、安全行为与安全物态出发,建立了38项安全文化评价指标,并应用层次分析法（AHP）和模糊数学理论,提出核电厂安全文化的模糊综合评价方法。该方法能较为准确地评价核电厂的安全文化水平,为核电厂营运单位确定安全文化建设战略目标提供有力依据。     

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。     

关于核电厂安全目标的确定问题

介绍了有关核电厂定性安全目标、定量安全目标和概率安全目标的定义,讨论了确定这些目标时所涉及的一些问题.     

核电站从设计安全到现实安全的基本思考

文章针对核电站安全提出"设计安全"和"现实安全"的概念,通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件,阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性,重点描述了设计安全保障体系内容。并从设计、采购、制造、建造、安装、调试、运行、维护、老化到退役等全生命周期角度分析影响核电站现实安全的关键因素,探讨了全生命周期中的质量保证体系、核安全文化建设、风险指引对策、人因工程管理、信息反馈机制、核安全监管体系等对核电站现实安全的重要意义。