典型放射性核素在某极低放填埋场特定场址的迁移预测

简要介绍了某极低放填埋场的场址特征、核素迁移预测主要参数的选取和使用的模型,重点介绍了极低放废物填埋场主要放射性核素3 H、90Sr在包气带和含水层的迁移情况,通过对3 H、90Sr的模拟迁移预测分析,基本掌握了3 H、90Sr在特定场址的迁移规律,为场址的安全评价提供了参考。     

处置库概念设计比选评价研究初探

按照“选址—地下实验室—处置库”的“三步曲”式研发战略,我国首个高放废物地质处置地下实验室已顺利开工建设。为了满足处置库选址阶段安全评价要求,同时为地下实验室实验设计提供支撑,发展适用于地下实验室场址的处置库概念设计已成为当前亟待开展的工作。各国处置库研发过程中,普遍采用系统方法对不同概念设计进行比较,以确认或完善其设计。本研究基于对瑞典、芬兰、美国和英国等国相关研究的调研,对比了不同国家处置库概念设计比选评价方法与评价准则,分析表明：各国相关研究具有形式严谨、评价分阶段、评价准则综合性强和决策具有灵活性等共同特征,同时,在比较前提、候选方案和评价因素等方面存在差异。基于调研分析结果,提出主要建议如下：1）借鉴国外相关研究经验,从长期性能与安全、工程技术,以及成本和场址有效利用三方面,建立我国处置库概念设计评价方法与评价准则。2）基于地下实验室场址条件和我国源项特征,开展概念设计比选评价研究,提出适用于地下实验室场址的处置库概念设计。     

英国环境署与保健和安全执行委员会合作

【英国《国际核工程》2002年7月刊报道】英国环境署(EA)与保健和安全执行委员会(HSE)签署了一份谅解备忘录,以便加强有许可证核场址在安全和环境管理方面的工作联系。 HSE负责管理核安全,包括有许可证场址的安全管理和放射性废物的整备与贮存。EA负责监管有许可证场址上放射性废物的最终处置及其向环境中的排放。 政府最近审查了EA的核管理工作安排,并认为应该建立单独的核管理机构。但政府承认,EA与HSE通过切实努力已最大限度地减少了核电厂运行中可能出现的问题。 EA同HSE之间最近的合作: 在核场址上进行联合调查和审核; 共同审…     

我国放射性废物处置库场址预选的远景评价

一、概述随着我国核能的开发,与之相配套的放射性废物处置技术也进入了研究开发的阶段。在核工业部科技司的领导下,我们自1986年6月至1987年7月进行了“我国放射性废物处置库场址预选的远景评价”的研究。工作重点是处置库场址的区域筛选,为今后进一步完成场址筛选、工程地质、水文地质、核素迁移、安全评价等工作打下基础。     

NAGRA选定瑞士中低水平放射性废物贮藏库场址

瑞士国家放射性废物贮存公司(NAGRA)选定Wellenberg山作为中低水平放射性废物最终贮藏库的场址。在对4个不同场地进行了10年的研究评价之后,选择了这座位于瑞士中部Nidwalden州内的Wellenberg山。瑞士国家放射性废物贮存公司在1993年6月底向政府提出了这一建议,认为如果各种审核程序进展顺利,则贮藏库的建设可望在本世纪末之前动工。该公司认为,排除其他3个场址并非出于不安全方面的因素,而选择Wellenerg场址则是因为考虑到其在地质安全和环境影响方面具有明显的优势。Wellenberg场址具有巨大体积的坚实的粘土-石灰岩岩石,其为贮藏库洞穴的设计提供了更多的机动性。然而,Wellenberg场址的造价预计高于其他3个场址。     

多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析

绝大多数核电厂概率风险评价均以单个反应堆为单位,安全目标的制定也是如此。事实上,同一场址（site）上有多座核电厂（plant）、同一厂址（plant）上有多个反应堆（reactor）的情况并不罕见。为将概率风险评价从单个反应堆推广至整个场址,本文在定义场址风险的基础上,针对始发事件展开分析,给出其分类及识别方法建议。分析表明,多堆场址的始发事件可归入2类单堆始发事件,以及3类多堆始发事件。此结果是开展多堆场址概率风险评价的第1步,具有重要价值。     

基于模糊数学的极低放废物填埋场址适宜性评价

针对西南某极低放废物场址的地质环境条件,厘定出了影响选址的地质稳定性因素,即地质环境条件、水文地质条件和地质灾害危险性,引入了模糊数学的方法,建立了评价指标体系,并对预选场址进行了适宜性评判,评判结果认为一号场址优于二号场址。     

对我国高放废物处置研发工作的几点建议

论述了高放废物处置库与一般地下工程设施的区别,以及处置库场址的选址工作与低中放废物处置场和核电站场址的选址工作异同点。强调要高度重视高放废物处置的安全性,这是由于高放废物毒性大、半衰期长、安全处置期长;由于处置库堆放的废物总比活度大,且高放废物处置在地下深处,因而,如果一旦处置库系统遭受破坏,就难以进行人工干预。笔者认为,在区域预选和地区(地段)预选阶段,查明场址区域地壳稳定性问题是其首要任务。文章就处置方案等若干问题进行了讨论。     

我国高放废物地质处置地下实验室安全问题探析

建造地下实验室是我国高放废物地质处置研发的必经阶段。作为场址特性和多重屏障长期性能研究、选址与长期性能评价,以及工程技术研发的平台,地下实验室为高放废物地质处置设施设计和建造提供基础科学信息和实践经验,也为安全评价提供基础数据。根据国家相关规划,2020年完成地下实验室建造的安全评审,但目前尚缺少相应的安全监管方法和审查要求。本文从地下实验室的功能和作用出发,基于我国地质处置地下实验室的功能定位,结合瑞典、芬兰、美国和法国等国家对地下实验室建设的相关要求和实践,阐述了地下实验室安全审查需要重点关注的几个关键问题,并提出了相关建议。     

IAEA核准新的安全要求文件

【美国《核新闻》2003年10月刊报道】 国际原子能机构(IAEA)理事会2003年9月核准了两份新的安全文件,即“活动与事故污染场所的补救”和“核装置场址评价”。理事会还授权总干事印发这两份文件,作为IAEA安全标准丛书中的安全要求。 这两份文件是在国际专家的帮助下由秘书处编写的,曾得到常设安全标准委员会的肯定,并于2003年早些时候得到安全标准委员会认可。 IAEA安全标准分为3个层次:“基本法则”介绍防护和安全的原则和概念以及安全的基准;“要求”以“必须”的语气规定为实现和确保对人和环境的保护所必须做的事情;而“导则”通常…     

Power-generating unit with dual-loop sodium-cooled fast reactor and dual-wall steam generator

The results of a probabilistic analysis performed to validate the safety of AES-2006 designed for the site of the Novovoronezh nuclear power plant are presented. The requirements for the AES-2006 design are examined. The characteristic features of the AES-2006 design for the conditions at the Novovoronezh nuclear power plant site are described, including the diversity of the equipment and operating regime, passive systems, and scheduled maintenance of safety systems with the reactor operating at power. The scope of the probabilistic safety analysis performed at the development stage of the technical design is described. The important problems which must be solved in a probabilistic safety analysis for the designs of new nuclear power plants are discussed. Translated from Atomnaya énergiya,Vol. 106, No. 3, pp. 123–129, March, 2009.     

福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究

2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规标准修订。阐述了核安全要求和核安全理念在中国的实施现状及实践,包括实际消除早期或大量放射性释放、事故工况划分、纵深防御概念、移动设施配置等,对后续核安全发展方向进行探讨并提出建议。     

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。     

国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构（IAEA）2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件（SSC）安全分级导则（SSG-30）,其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。      

SVBR-75/100 Multipurpose Modular Low-Power Fast Reactor with Lead–Bismuth Coolant

The results of development work on the SVBR-75/100 modular fast reactor cooled by lead–bismuth coolant are presented. The design is based on the experience gained operating reactors in nuclear-powered submarines. The SVBR-75/100 reactor is inherently safe because of its low power, the chemical inertness and high boiling point of the lead–bismuth coolant, and the integrated basin-type arrangement of the first-loop equipment. This eliminates the conflict between the safety and economic requirements that is characteristic of conventional-type reactors. The lower power makes it possible to build the reactor in a factory and deliver the reactor using any form of transportation to the nuclear power plant site. All safety systems operate passively. Most of these systems are used as normal-operating systems. This creates conditions for multipurpose applications of such reactor modules in developed and developing countries.     

中小型辐照装置的运行安全管理

分析了中小型^60Co辐照装置的易发事故，提出了运行控制的安全程序，并对运行程序的安全联锁提出具体要求，确保正常运行状态、故障状态和异常状态的辐射安全。最后，提出配套的安全防护管理制度。     

The ITER Safety Approach for External Events

ITER will be the first large-scale tokamak to be designed as a nuclear facility to provide public protection from external hazards such as earthquakes. The design approach for such events has been developed consistent with ITER's moderate hazards and overall safety approach on a basis of the ITER site assumptions. Seismic design is described including selection of ground motions for design purposes, seismic safety requirements, and the seismic classification scheme. The results of preliminary seismic assessments are summarized including the potential for seismically induced plasma vertical displacement events (VDE). Finally, potential facility modifications available to deal with site-specific external hazards are suggested. At the Detailed Design Report stage of the Engineering Design Activity (EDA), it is concluded that ITER has been designed to deal with the site design assumptions for earthquakes and can be designed to safety cope with a range of site-specific external hazards with modest changes to the facility.     

地震动力分析中的输入问题

陈述了地震动力分析的核安全审评依据，分析了在民用核设施的安全审评中关于地震动力分析所遇到的各种不同情况，其中包括支撑介质类型（如岩石地基、非岩石地基、深厚软土层地基等）以及所遵循的规范标准（如中国规范、法国规范、美国规范等）。给出了其中各种典型实例的自然状况以及就地震动力分析的输入问题的审评经验和体会。笔者认为，在地震输入问题上和在ＨＡＦ０１０１（１）的执行过程中，尚存在着值得探讨的地方。     

Safety assessment of nuclear power plant under volcanic phenomena – Background and technical basis of the revision of JEAG4625

Japan is one of the countries with abundant active volcanoes and has a long history of developing countermeasures to mitigate volcanic disasters. In the field of nuclear energy, it is also necessary to assess safety against volcanic hazards, and in 2009, a voluntary guideline was published as JEAG4625 in order to set up requirements of site assessments and basic designs of nuclear power plants (NPPs). This guideline has been revised to satisfy the requirements for examining the necessity of considering volcanic phenomena and concrete countermeasures in detailed designs of NPPs. This paper focuses on the background and technical basis of this voluntary guideline and shows the basic policy to ensure safety of NPPs and the requirements to prevent nuclear hazards due to volcanic phenomena based on the defense in depth concept.     

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

随着核电厂选址条件的日趋复杂化,土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析,比如SHAKE91、EERA和SASSI等,很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高,抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序,实现了基于地基土材料的等效线性,开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明,在均质层状土条件下吻合较好。因此,本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。