高放废物地质处置场址安全要求

概述了国际原子能机构、美国、法国、瑞典、芬兰和日本的高放废物地质处置场址安全要求的内容、现状和发展趋势。场址安全要求主要从水文地质、地球化学、岩石特征、气候变化、人类干扰等方面来阐述场址的有利条件、不利条件以及潜在的有利与不利条件。以系统科学为指导,初步探讨了我国场址安全要求的研究框架和实施步骤。     

IAEA No.SSR-2/2核电厂安全:调试与运行 核电厂安全:调试与运行IAEA No.SSR-2/2(修订版1)

正该出版物中提出的要求用以确保核电厂调试与运行的安全,这些要求是基于过往经验与技术现状提出和建立的,并遵循《核能安全基本原则》中提出的安全目标与原则。该出版物涉及从核电厂调试、运行到核燃料清除这一过程,其中包括核电厂的维护和改造。同时该出版物不适用于退役过程本身,但涉及核电厂退役前的准备阶段,并对退役过程提出了额外的要求。与此同时,本刊物将常规运行、预期运行事件以及事故情况考虑在内。     

"核素在含水层迁移的现场示踪实验"中所用的实验框架的设计及应用

本文主要介绍了“核素在含水层迁移的现场示踪实验”中所使用的一种称为“实验框架”的实验装置,它也是确保此类实验环境安全的重要措施之一。文中叙述了该框架设计的考虑、应用中的技术向题和实验的效果。设计要求该框架在其插入实验区时基本不扰动含水介质,也不扰动地下水流场。它的作用不仅能将示踪剂的迁移限制在一定的范围内,而且在实验结束后能完整、安全地取出框架内的土壤,获得框架内关心位置上的土壤样品,并使实验现场不残留放射性示踪剂(^3H除外)。     

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)、     

退役安全的几个问题

从退役安全的概念体系入手,分别讨论了退役的安全目标、安全要求和安全评价中一些未确定的或有争议的问题,对完善相关法规标准框架和进行技术研发提出了一些建议。     

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

液体燃料反应堆（简称溶液堆）与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析（PSA）技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。     

IAEA发布新版应急准备安全标准丛书

<正>【国际原子能机构网站2015年11月27日报道】国际原子能机构(IAEA)近期发布一本名为《核或辐射应急准备和响应》的安全标准丛书,其中纳入了自2002年以来获得的经验教训(包括福岛核事故的经验教训)和发展成果。原子能机构成员国需要根据这本丛书的要求进一步加强其应急准备与响应框架。这本丛书属于原子能机构一般安全标准系列丛书第七部分(GSR 7),介绍了关于     

10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究

钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。     

IEEE 7-4.3.2-2016 核电厂安全系统中可编程数字装置准则

<正>该标准对IEEE Std 603~(TM)中可编程数字装置的准则和要求进行补充。该标准中所提及的可编程数字装置依靠软件说明或可编程逻辑来实现功能。例如:一台电脑、可编程硬件部件、或固件设备。采用这些设备的系统在该标准中也被称为数字安全系统。标准中的准则与IEEE Std 603中的相关联,为安全系统的组成部件,即可编程数字装置,设立最低的功能和设计要求。     

捷克泰梅林1号核电厂获准燃料装料

【英国《国际核工程》2000年8月号报道】CEZ获准为泰梅林1号核电厂装料。CEZ发言人说,CEZ谋求准许该电厂可在40～50天内临界运行。核电厂的第一个机组预期在2001年5月开始商业运行;一年后,第二个机组开始商业运行。奥地利环境部长要求奥地利参与泰梅林核电厂启动的批准过程。“奥地利必须参与当前为该电厂进行的批准过程。如果有关环境和安全的所有问题没有解决,绝不允许该电厂投入运行”。捷克政界人士一致拒绝奥地利的这个要求。捷克泰梅林1号核电厂获准燃料装料@邓寿昌     

IAEA No.NS-R-3核设施厂址评价 核装置厂址评价IAEA No.NS-R-3(修订版1)

正该出版物涵盖与厂址相关的因素以及有关运行状态和事故条件的现场组装相互作用因素,包括应对紧急事故的保证措施、非组装相关的自然因素及人因导致的安全重要事件。本安全要求标准中所考虑的外部人因事件都是偶发事件。该标准不覆盖为避免第三方故意行为对核设施装置安全进行的实体保护。此前关于本主题的安全标准适合陆上固定热中子核电厂,该标准则适用于范围更广的核设施,采用以评估对人和环境带来的辐射风险为标准的分级方法。该     

安全标准安全领导和管理 一般安全要求 第GSR Part 2号

正该"安全要求"出版物规定了在与辐射危险有关的组织内以及在引起辐射危险的设施和活动中建立、评定、保持和不断改进对安全的有效领导和管理的要求。这包括监管机构和其他主管当局,以及负责设施或活动的组织。该"安全要求"出版物取代原子能机构《安全标准丛书》第GS-R-3号《设施和活动的管理系统》。该"安全要求"出版物发展了2006年出版物中的概念,并考虑到从已发生事件中汲     

安全标准促进安全的政府、法律和监管框架一般安全要求 第GSR Part 1(Rev.1)号

正对于单独和集体地保护批准运行设施或利用辐射源的那些国家以及其他国家特别是邻国的人民、社会和环境而言,设施运行和辐射源利用的安全问题具有极为重要的意义。国际原子能机构的"安全要求"出版物确立国际上达成共识的要求,这种要求采用了"安全基本法则"出版物[1]中所确定的基本安全目标和基本安全原则。     

安全标准核电厂安全:调试和运行特定安全要求 第SSR 2/2(Rev.1)号

正该出版物是对2011年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/2号印发的"安全要求"出版物《核电厂安全:调试和运行》所作的修订。上次修订的目的是根据新的运行经验和核工业的新趋势重新构建《安全标准丛书》第NS-R-2号(2000年印发);纳入关于核电厂运行的《安全标准丛书》第NS-R-2号以往未包括的新要求;以及反映当前的实践、新概念与技术的发展。这一更新还反映了成员国和原子能机构安全相关活动对于标准使用情况的反馈     

俄罗斯科拉1号和列宁格勒1号机组运行寿期延长

【英国《国际核工程》2003年8月刊报道】 2003年6月29日,在VVER-440型压水堆30周年纪念仪式上,俄联邦国家核与辐射安全监督委员会(Gosatomnadzor)向俄罗斯原子能公司(Rosenergoatom)颁发了将科拉1号机组运行寿期延长5年的许可证。 该反应堆的升级和现代化改造已耗资近2亿美元,Rosenergoatom首席执行官Sergei Ivanov称,科拉1号机组还能运行15年。 同时,一项安全研究显示列宁格勒1号机组运行寿期可以延长15年,一份支持该机组展期的安全评估已交给Gosatomnadzor。该机组于1973年12月首次并网发电。电厂业主Rosenergoatom还计划对该电厂另…     

根据风险信息制定安全要求的技术框架

介绍了美国核管会（NRC）根据风险信息对生产与应用核设备的许可证审批（10 CFR 50）中的安全要求进行评估、修改和补充的技术框架，主要包括高层纵深防御策略、定量安全目标以及评估步骤等内容。从风险的角度，对核电站运行和维修管理的一些分析和应用实例进行了简要介绍。     

《核岛电气设备的设计和建造规则》(RCC-E)

《核岛电气设备的设计和建造规则》(RCC-E),由法国核岛设备设计建造规则协会出版,适用于电气设备及软件。这些设备及软件发生故障,都可能影响人员的安全或核电厂的安全。该规则用在用户和供应商之间的合同框架中。RCC-E规则并不包括处在同一水平的电气材料的细节情况;在许多情况下,适用于这些材料的标准已足够完整。     

AP1000余热排出换热器支承框架W形钢和方形钢的制造

为了确保我国核电厂的安全运行,在AP1000核装置中设置了非能动余热排出装置,该装置需增加1台换热器及核一级使用的不锈钢W形钢和方形钢支承框架。目前W形钢和方形钢的制造工艺取得了成功。经试验、试制,其形状、尺寸、公差以及各项理化性能试验数据都达到了设计要求,可作为核一级支承件,现已成功应用于核电项目中。     

相衬CT原理测试装置控制系统设计

相衬CT相比传统CT具有巨大优势,本文介绍了相衬CT原理测试装置的控制系统。该控制系统采用上下位机结构。上位机采用跨平台的PyQt框架,通过以太网与下位机通信。下位机由时序控制器、运动控制器、高压电源控制器、联锁控制器等组成,实现对前端设备的控制,协调设备间的工作次序,并提供人身和设备的安全联锁功能。相衬CT原理测试装置现在已开发完成,进行了装置的总体联调与测试。测试过程中控制系统运行稳定,界面友好,达到了设计要求。     

核电厂电力系统设计 IAEA No.SSG-34核电厂电力系统设计

正该安全导则为新建及已在运行核电厂的电力系统条款提供建议和指导。该导则适用于核电厂全部的安全重要电力系统以及优先供电。安全重要的电力系统的范围和安全电力系统范围在设计上相异。该安全导则列出了不同级别电压所必要的电力系统的最低推荐性设计要求,用以维持纵深防御和多样性防御。该安全导则应与核电厂安全分析报告共同使用以决定不同供电电