核电厂安全重要修改的分类统计及分析

本文分析了我国核电厂安全重要修改的监管现状,介绍了我国对修改的相关法规,并对国际上一些核电大国修改的监管情况进行了梳理,提出了符合我国核电厂安全重要修改的分类和统计方法,并用该方法对2011年到2016年间我国核电厂安全重要修改的情况进行分析,以便于更好地加强核安全监管工作和提高电厂运行安全水平.     

西屋压水堆运行技术规格书几项修改的跟踪与探讨

简要描述了美国核电厂运行技术规格书的发展过程,对近期跟踪的几项美国西屋压水堆核电厂运行技术规格书的修改做了简要介绍,并对修改的内容进行了探讨。     

我国核电厂数字化仪控系统相关运行事件分析

从事件原因和事件后果两个方面分析了我国核电厂发生的25起数字化仪控系统相关运行事件,找出了安全级和非安全级数字化仪控系统存在的问题,总结了我国核电厂数字化仪控系统的运行情况,并提出了需要关注和进一步改进的方面,为后续新建核电厂提供借鉴。     

核电厂稳压器电加热器异常经验反馈

运行核电厂稳压器电加热器能否正常工作直接关系到核电厂的安全运行。通过对某新建核电厂调试期间稳压器电加热器故障事件进行剖析,结合电加热器制造安装工艺和工程试验验证,得出了该型号电加热器填充物的使用温度限值(140℃)。采用加速失效思想设计了预计电加热器寿命的试验,找到了电加热器热老化的相关规律。根据电加热器填充物使用温度限值和热老化规律,给出了电加热器使用保养建议和处理类似事件的经验反馈,对核电厂的安全运行有一定的指导意义。     

关于岭澳二期核电厂运行事件的经验反馈

岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行的新建核电厂,在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生的运行事件进行归纳总结,发现事件的原因主要是在以下3个方面:调试与运行衔接、数字化控制系统(DCS)和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议,可供同类核电厂进行参考。     

某新建华龙机组设计阶段辐射防护最优化

通过对核电厂放射性物质产生机理的研究,并结合国内核电厂运行经验和辐射防护最优化实践,从辐射源项设计优化、主系统注锌技术的应用、提高冷却剂过滤净化能力、减少腐蚀产物沉积量以及运行机组经验反馈筛选和应用等方面提出了某华龙核电辐射防护设计的最优化方案。从核电厂设计期间就充分考虑辐射防护最优化,以确保新建华龙机组年平均集体剂量处于先进的水平,为机组后续投运取得良好的运行业绩打下坚实的基础。     

核电厂人因事件趋势分析和管理策略研究

本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价,针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类,统计分析事件中潜藏的不利趋势,剖析趋势中存在的共因因素,结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。     

南朝鲜计划到2000年拥有14座核电厂

【英国《国际核工程》1989年2月号第2页和美国《核子周刊》1989年1月5日第5页报道】1988年12月26日,南朝鲜能源资源部宣布了长期能源计划,其中透露南朝鲜计划到2000年将共有14座核电厂运行。计划要求到2000年除已建成的9座核电厂外,再新建5座核电厂投入运行。     

谈核电厂安全规定修改Ⅰ版本

中国国家核安全局于１９８６年７月发布了核电厂厂址选择、设计、运行和质量保证安全规定，核安全法规ＨＡＦ０１００－０４００。于１９９１年７月发布了修改Ⅰ版本。本文阐述了作者本人对核安全法规修改的目的意义和主要修改内容的看法。     

核电厂蒸汽发生器运行期间质量保证和核安全监督

1 前言 核电厂的运行既包括启动、停堆和正常运行,也包括定期检查、定期试验、停堆换料、维护检修、设计修改、事故处理、经验反馈、人员培训、应急响应等活动.因而,核电厂运行期间的质量保证和核安全监督是一项极其复杂的工作.     

Safety of Ukraine's NPPs

In this technical note Dr. A. Velikovsky makes a request to the Members of the European Community to help to Ukraine to improve the safety of its NPPs.     

关于核电厂火灾概率风险的研究

火灾是核电厂安全面临的重要威胁之一。应用概率风险评价(PRA)方法对其进行分析,能找出电厂薄弱环节,优化电厂的设计。通过研究国际广泛使用的火灾PRA方法,以典型的二代压水堆核电厂为对象,开展了火灾概率风险分析,计算得到了火灾引起的堆芯损坏频率(CDF)为4.03×10-6(堆·年)-1。在此基础上,开展了敏感性分析,讨论了人因事件和定量筛选值对结果的影响。     

关于核电厂冷却方式的探讨

美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。     

风险依据型决策方法在核电厂维修中的应用

分析了核电厂建立在事故分析确定论方法基础之上的运行技术规范 ,对维修实施过程进行核安全管理的局限性。介绍了 90年代后期在核电发达国家提出的风险依据 (Risk Informed)安全管理的决策原则 ,提出了在核电厂维修管理中应用风险依据决策的范畴和建议     

核电仪控系统的网络安全监测

仪表和控制系统作为核电厂"中枢神经"的重要组成部分,对于核电厂安全稳定的运行起到关键的作用。近年来,数字化仪控系统遇到网络安全的新问题,即预防、检测和应对针对仪控系统实施的运用数字化手段的恶意行为。这种网络攻击将致使电厂性能下降,实体设备受损,甚至引发事故工况。依据核电厂"纵深防御"的安全设计理念和国内外法规标准的要求,提出应对核电仪控系统实施网络安全监测。网络安全监测的实施方案为,在仪控系统中部署入侵检测系统,监视并分析仪控系统事件,发现未经授权访问仪控系统资源的尝试并给出报警。本文详细分析了部署入侵检测系统需要考虑的检测点部署位置、监测数据源、入侵检测方法3个方面的问题,并给出了评价方式。     

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

Combined Validation of Noise Signals Measured in NPPs

This paper describes and characterizes the noise measurements of a typical nuclear power reactor. Special emphasis is placed on the methods and priactices of signal validation procedures that can be carried out during reactor operation. Taking into account the great number of available methods, a general scheme has been elaborated that can be adapted to a wide range of different requirements. Individual evaluation procedures are constructed as simply as possible even if the reliability of individual judgements is low. These processes supply source values and source uncertainties about the investigated parameter or a decision. An additional pooling method integrates the judgements of individual procedures. This combination method is able to lead to conclusions even if some of the sources are missing. The method of combined individual judgements is equivalent to a human expert judgement making a decision on the quality of a measurement.     

大型地下核电站关键技术研究

基于国内自主设计建造的600 MW级核电站成熟技术和大型地下核电站建设可行性研究成果,在国内首次研发并提出了具有自主知识产权的地下核电站CUP600机型和技术方案,形成一整套工程关键技术。通过分析论证,地下核电站安全性高、建造技术可行、经济合理,且已具备第四代核电技术部分特征,完全满足国家最新的核电安全标准要求。     

核电站放射性废物水泥固化处理

概述了放射性废物水泥固化处理技术和处理对象,介绍了国内各核电站采用的水泥固化处理工艺（包括桶内搅拌工艺和桶外搅拌工艺）及其特点;简要介绍了国外水泥固化技术及其进展;总结了国内在水泥固化配方研究和固化体性能研究的最新成果和动态。按照不同配方固化的水泥固化体应满足国家现行标准《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》及《放射性废物固化体长期浸出试验》的相关要求。     

核电厂树脂净化系统技术分析

介绍了国内M310压水堆核电机组核辅助系统中的树脂净化系统的组成和功能,以及实际运行情况。从化学、工艺、运行和维修以及废物产生量等方面对树脂净化系统进行技术分析,对其中存在的问题提出相应的改进建议,为今后核电厂同类树脂系统的设计和技术改造提供参考。