高温气冷堆概率安全分析(PSA)报告审评的思考

高温气冷堆是我国重大专项的先进核电厂项目,高温气冷堆PSA报告是其执照申请文件的重要组成部分。简要介绍了高温气冷堆PSA报告的审评情况,并对高温气冷堆PSA审评过程中的有关问题进行了初步的探讨。     

模块化高温气冷堆反应堆设计重点安全问题分析

本文介绍了模块化高温气冷堆的安全特点,对反应堆堆芯设计核安全审评重点关注的核安全问题进行了分析,并提出解决方案以供设计和审评人员参考。     

模块化高温气冷堆反应堆设计重点安全问题分析

本文介绍了模块化高温气冷堆的安全特点,对反应堆堆芯设计核安全审评重点关注的核安全问题进行了分析,并提出解决方案以供设计和审评人员参考。     

高温气冷堆燃料元件固有循环安全特性的研究

介绍了高温气冷堆TRISO型的包覆燃料颗粒及球形燃料元件的结构特点及其安全原理.高温气冷堆具有低功率密度特点和负温度反应性特点,其与球形燃料元件有安全循环关系,实现了高温气冷堆固有循环安全特性.     

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

模块式高温气冷堆的固有安全特性

通过对高温气冷堆安全特性的研究,简要分析了高温气冷堆阻止放射性释放的多重屏障、反应性瞬变的固有安全性、非能动的余热排出系统及其他安全特性,从而表明高温气冷堆具有固有安全性的特点。     

高温气冷堆核电站在我国的商业化前景

分析了发展高温气冷堆核电站的必要性,介绍了高温气冷堆发电技术的特点、现状和我国高温气冷堆核电站示范工程的建设情况,提出了充分发挥高温气冷堆发电技术特点、进一步开发高温气冷堆核电站的设想,认为条件成熟情况下,高温气冷堆核电站将有很大的商业推广价值。     

现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性分析

我国正在推进高温气冷堆核动力厂法规体系的建设,《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》是拟编制的核安全导则之一。本文回顾了轻水堆核动力厂相关法规的发展与现状,理清了安全评价、安全分析、独立验证等术语的定义,明确了它们在整个设计过程中的关系,对现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性进行了分析,为拟编制的导则提供了参考。     

球床高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究

放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射性废物数据的调研和论证,分析了球床高温气冷堆技术及其放射性废物特点,总结了高温气冷堆放射性废物管理值得借鉴经验及相关研究进展,提出了高温气冷堆核电站全寿期放射性废物最小化的策略和建议。     

模块式高温气冷堆核电站设计特点

模块式高温气冷堆具有安全、灵活、可靠、经济性好的优点,受到核技术先进国家的重视。本文着重介绍了美国新近推出的模块式高温气冷堆核电站的设计特点和安全特性。     

The concept of "safety"

Conclusions The systematic view of safety presented here is of a general nature, in contrast to the majority of other studies (for example [1–3]). Many authors define safety as a state of protectedness. However, if one understands protectedness in the sense adopted in the present paper, the concept of safety has a wider significance. In [3] safety is also considered from a systems point of view and three attitudes in society are distinguished characterizing the defined position of some subject-agent in the situation of guaranteeing safety. However, the whole course of the discussions and the concept adopted for safety differ considerably from those given here. Special attention has been devoted in the present paper to the relative nature of safety and the importance has been mentioned of distinguishing and comprehensively studying the different aspects of safety when adopting solutions. By virtue of the systems approach and the relative nature of safety, its definition as properties of an object is imprecise, although the concept of a safety object can be used if one takes account of its relative nature. The safety threshold defines the standard of safety, Although there is no scale of safety in terms of this concept, standards of safety can be compared in different fields or different countries. The lowest level of acceptable risk, i.e., the most rigorous establishment of the safety threshold, provides a basis for speaking of a higher standard of safety. Kurchatov Institute, Russian Scientific Center. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 80, No. 6, pp. 415–420, June, 1996.     

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。     

放射性废物处置安全若干进展

结合2005年放射性废物处置安全国际大会反映出来的放射性废物处置安全领域的最新进展,介绍了全球放射性废物安全框架、废物处置安全战略、安全方案、地质处置设施安全、近地表处置设施安全、中等深度废物处置方案和公众沟通等方面的若干新进展和新观点。     

美国核安全管理体制与法律体系探究及启示

美国是重要的核能与核技术利用大国,在核安全监管方面,建立了独立的核安全监督管理部门,并通过建立较为有效的管理体制和完善的核安全法律体系对核能发展实现安全监管.日本福岛核事故后,如何实现核能发展与安全保障之间的平衡,提高我国核与辐射安全水平,成为社会公众关注的焦点.本文对美国现阶段核安全管理体制与法律体系进行了初步探究,...     

浅述核安全机械设备安全分级

介绍了核电厂设备安全分级的目的以及安全分级的定义。比较了几种安全分级标准的差异,确定了安全分级的对象。根据安全分级的法规依据,阐述了安全功能的定义和种类,探讨了安全分级的方法、具体步骤和安全等级的分界,以及对确定为安全级机械设备的要求,最后提出了机械设备安全分级与电气设备安全分级的关系,以及机械设备安全分级与系统安全分级的关系。     

对高放废物地质处置安全评价研究的讨论

综述了高放废物地质处置安全评价已经取得的进展。说明在ICRP建议的地质处置基本安全要求,IAEA正在研制的地质处置国际安全标准和安全评价方法学,以及各有关国家对地质处置安全评价的研究和实践活动之间,存在着既衔接又互动的关系。讨论了地质处置安全评价的某些研发要点。表明地质处置系统的特征,例如整体性、多重性和互补性、动态性、可预测性、可监控性以及目前正在探讨的可逆转性和可回取性等,对于地质处置安全评价研究具有导向意义。     

超临界水冷堆研发进展

超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。      

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价（PSA）是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号（HPR1000）的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。      

核电厂安全管理工作探讨

搞好核电厂安全管理是核电厂安全生产的重要保证.核电厂安全管理包括建立健全安全责任制、安全生产的监督和管理及信息反馈、掌握安全防护规程、用科学态度处理放射性安全工作、保证工业安全及做好安全分析工作。我国核电刚刚起步,学习国外先进的安全规程,吸取他人的经验教训,探讨适合我国国情的安全管理规律是十分必要的.     

安全壳静水中的屈曲临界深度分析

安全壳作为海上核电站的一道重要安全保障,需设计其发生沉没事故时的临界安全深度。由于安全壳尺寸较大,且在沉没时会呈现各种姿态角,为便于安全壳结构的工程设计,本文提出了一种安全壳在静水中的屈曲临界深度系数法。结合目前已成熟的安全壳屈曲规范计算,对安全壳进行了静水压力下的屈曲安全设计,并分析了结构几何缺陷对屈曲临界深度系数的影响。结果表明：随着安全壳厚度的增加,其屈曲临界深度系数逐渐增加,但增加率逐渐变小;安全壳的厚度越小,屈曲临界深度系数对几何缺陷敏感性越强。该方法是在目前压力容器均匀外压下的屈曲安全设计规范的基础上以及在缺乏相应的安全壳静水中的屈曲试验情况下的一种折中方案。