秦山核电厂运行许可证延续申请环境影响评估的实践与思考

针对秦山核电厂运行许可证有效期限到期，为延续运行开展的运行许可证延续（OLE）相关工作，研究分析了美国执照更新（LR）和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）体系，并基于国家核安全局颁布的《〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策（试行）》，对核电厂延续运行环境影响评估的适当性、可接受性、符合性进行了分析研究，提出了适用于我国的核电厂OLE环境影响评估工作方法与流程；结合秦山核电厂的工程实践经验对评估过程中评价基础、评价标准、资料收集范围、源项优化问题进行了研究，并对我国核电厂延续运行相关工作提出了建议。     

核电厂内部火灾概率安全评价现状

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。     

核电厂放射性废物管理同行评估初探

同行评估是提升核电厂运行管理水平的一种行之有效的科学手段,国内已针对概率安全分析和老化管理开展专项同行评估,但尚未就放射性废物管理开展评估。本文概述了国内外核电行业同行评估及放射性废物管理领域同行评估的方法及实践,分析了在我国开展核电厂放射性废物管理同行评估的必要性。结合国际核电厂及放射性废物管理领域的同行评估良好实践,提出我国开展核电厂放射性废物管理同行评估的建议。     

核电厂核安全文化评估实践及思考

提高核安全文化水平对核电厂的安全可靠运行、提升核电厂的运行业绩水平具有重要意义.近年来我国核能界充分借鉴国际核安全文化建设经验,开展了具有特色的核安全文化评估体系建设和实践工作,取得了显著效果,切实提升了核电厂核安全文化水平.本文梳理了我国核安全文化建设及评估相关法律法规要求,调研了国内核安全文化评估实践,针对当前评估...     

瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用

核电厂延续运行前,由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知,相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内,没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗,从而减少了核电厂实际可达的寿命长度;或者相关瞬态数据收集不够详细,不足以支撑更细致的疲劳分析,在延续运行评估时只能采取更多的包络处理,难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题,通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验,从日常运行监督和专项延续评估两个方面,对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究,形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法,可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。     

核电厂运行阶段可靠性工作计划概述

为了保障可靠性保证大纲的有效实施,核电厂需编制相应的可靠性工作计划.文章开展了国内外可靠性工作计划相关标准的调研,结合国内核电厂的应用实际,将核电厂运行阶段可靠性工作计划划分为性能监测、性能评估、问题优先级、问题分析和纠正性措施建议、纠正措施的实施及反馈五个工作要素,并阐述了各要素的基本内容.可靠性工作计划的顺利实施,...     

核电厂操纵人员心理测评绩效追踪研究

核电厂安全稳定运行与主控室操纵人员的心理素质密切相关。2013年初以来,行业主管部门要求实施的核电厂操纵人员心理测评工作已经在国内各核电厂持续开展,心理测评结果为核电厂确保核安全的相关人事决策、人员选拔与培训工作提供重要参考依据。为了更好地为核电厂提供相关服务,本研究通过问卷调查、主管访谈等方式对曾经参加心理测评的核电厂操纵人员进行追踪回访。将心理测评数据与追踪回访数据综合分析,结果表明心理测评指标能够有效预测核电厂操纵人员的工作绩效和安全绩效。基于回访数据的分析验证了核电厂操纵人员心理测评系统的有效性,并为系统的进一步优化奠定基础。     

核电厂运行许可证延续安全评估范围和对象的确定

为确保核电厂延续运行安全评估的完整性和有效性，通过分析延续运行的特点，分析得出安全评估需要重点关注的问题，并据此建立了范围和对象筛选确定的有效方法。通过该方法，秦山核电厂识别出延续运行安全评估的范围和对象，使后续评估得以有效开展。实践证明，按此确定的结果能够满足核安全监管对延续运行安全评估对象的筛选要求。同时也表明秦山核电厂延续运行安全评估的范围和对象的确定原则是合理的，其方法和流程能有效指导后续核电厂的延续运行实践。     

适用于核电厂数字化仪控系统的RAMS管理体系方案设计

核电厂数字化仪控系统是核电厂的神经中枢,其RAMS特性直接关系到核电厂的整体安全性。作为大型复杂工程系统,核电厂数字化仪控系统的RAMS管理工作对其RAMS特性的提升非常重要。我国核电领域对于核电厂数字化仪控系统如何开展RAMS管理工作的研究目前处于起步阶段,尚无可指导具体工作的标准或指南。基于IEC 60300-1等RAMS管理标准给出的理论,借鉴航空航天、铁路在RAMS管理方面取得的成果,并结合广利核公司在核电厂数字化仪控系统自主化过程中的RAMS实践经验,提出了一套适用于核电厂数字化仪控系统全生命周期活动的RAMS管理体系方案,包括RAMS管理机构方案、RAMS管控方案和RAMS管理运行评估方案,实践结果表明,使得RAMS活动的标准化程度显著提高,工作成果质量得到保障,最有价值的缺陷识别率大幅提升,后期返工情况减少,降低了生命周期成本,具有良好的推广价值。     

核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

本文依据IEEE std 1633标准,对Schneidewind软件可靠性模型进行研究,将该模型应用于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估,并评价该模型对于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估的适用性。本文结合某堆型核电厂数字化仪控系统典型功能模块软件故障数据,代入Schneidewind模型,对软件可靠性进行定量评估。本文介绍的工作对进一步开展数字化仪控系统软件可靠性研究具有积极意义。     

中国核能协会的同行评估与国际原子能机构的运行安全评审的比较分析

在核电厂接受的同行评估活动中,包含国际同行评估和国内同行评估两种类型。在国际上,核电厂接受国际原子能机构(IAEA)组织的运行安全评审(OSART);在国内,核电厂接受中国核能行业协会(CNEA)组织的同行评估(PR)等。CNEA PR与IAEA OSART之间究竟有何异同点,本文从两者的评估目的、评估范围、评估标准、评估组织流程及评估结果报告方式等多个方面进行比较分析,以供参加和接受这两种同行评估的人员参考,使得两种同行评估更能发挥其应有的作用。     

加强人因管理,提高核电厂安全运营业绩

随着核电技术的发展,核电厂技术防范措施日趋完善,但人因事件的比例居高不下。为加强人因管理、提高人员绩效、规范员工行为、减少人因失误,核电厂应开发出标准的防人因失误管理指南、防人因失误工具、人因管理教材和人因管理手册等技术文件,加强人因管理的普及和培训,提高人因管理的水平,提升核电厂的运行业绩。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

核电厂后福岛时代的核安全独立监督

借鉴国际核电同行发展历史和经验教训,对比国内外核电厂独立监督实施现状,分析世界核电业主联合会在开展同行评估中发现的问题,为我国核电厂核安全监督的业绩提升作参考,在"后福岛时代"不断提升和优化核电厂的独立监督,提供独立的视角或新视野,保持对核安全的持续监测,从而保障核电厂安全运行,做好公共安全和环境的守护者。     

系统化建设核电厂人因实验室

基于对目前国内防人因失误培训的现状分析,结合人员绩效模型,从不同阶段层面人手系统化建设人因实验室四个培训模块,从而达到提高人员绩效水平的目的。与核电厂传统的防人因失误培训相比,该人因实验室培训更加系统化和全面,不仅涵盖了电厂不同专业领域工作人员,而且增加人因失误陷阱的设置考核环节,强化了防人因失误工具的应用,解决了国内传统防人因失误训练培训的诸多不足。对于运行核电厂,尤其新建电厂开展人因实验室的建设都能够起到一定的借鉴意义。     

基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建

介绍了基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建的方法和应用实践,包括埋地管基础数收集与测绘及信息系统建立、埋地管风险分级、埋地管检查与评估、埋地管老化管理大纲体系四个主要方面,为核电厂开展埋地管完整性管理工作提供了参考.     

核电厂运行安全指标

本文着重介绍了 IAEA 所制定的核电厂运行安全指标,同时也介绍了美国所制定的类似指标。这些指标为定量地评估和比较各国核电厂运行安全提供了可靠的依据。     

核电厂流出物低水平放射性核素排放量统计方法实验研究

我国国家标准规定,运行核电厂在流出物放射性排放量统计中,对低于探测限的相关测量结果应通过实验分析进行合理估算,确实无法估算的,在排放量统计时按探测限的1/2取值。现有运行核电厂均采取了这种取值方法。针对合理估算低水平放射性核素含量问题,国家核与辐射安全监管部门组织运行核电厂以降低低水平放射性核素探测限方式开展了实验研究。实验结果显示,实验研究中探测限降低幅度达到常规监测探测限的1/20~1/2时,常规未检出的放射性核素仍未检出,常规监测检测出的少量低水平放射性核素检出率略有增加,检出值均略高于探测限。     

核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,并参考国外核电厂延寿活动中的经验,结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况,介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法;分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程,提高了老化管理审查（AMR）活动的效率,对核电厂OLE有一定借鉴意义。