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本文阐述了国家核安全局对秦山第二核电厂2号压力容器接管安全端焊接接头相关问题审评监督工作的主要工作阶段、各阶段的审评监督内容、管理要求,取得的主要成果、问题出现的原因及经验教训等。 相似文献
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几年来,国家核安全局认真地组织和实施了对秦山第三核电厂建造许可证、首次装料批准书申请的核安全审评,开展了现场土建、安装、调试和试运行的核安全监督。本文就国家核安全局对秦山第三核电厂的建造、调试及试运行阶段中的核安全审评和监督管理工作进行了总结和回顾。 相似文献
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介绍压水堆铀燃料元件加工设施的核安全审评原则、审评要点和审评实践。审评原则包括:基本原则,工程原则和管理原则。审评要点包括:UF6泄漏,核临界和火灾爆炸。这三种事故无论发生哪一种都将会造成不同程度的放射性物质的释放或产生辐射危害。针对宜宾核燃料元件厂扩建工程的实际情况,除上述三个要点以外,由于通风系统存在缺陷,导致某些UO2粉末发尘的岗位空气中的铀浓度偏高也列入重点审评范围。 相似文献
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从两个方面探讨金属拉伸试验试样的有效性,一是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地高于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”,二是要避免试样所具有的被测性能指标的“真值”明显地低于其所代表的实际产品所具有的被测性能指标的“真值”。结合核安全审评和监督过程中遇到的实际问题,从不同的角度解读法规条文。以理论分析为基础,并考虑到现实的可操作性,对今后相关的核安全审评提出建议。 相似文献
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一、前言根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》及其实施细则的规定,国家核安全局决定对清华5 MW低温核供热站试车、反应堆装料、临界、低功率试验和功率试验进行监督检查,并委托北京核安全审评中心组织检查组实施检查。我们参加了核供热站整个调试启动的监督检查工作。反应堆物理启动监督检查是其中一个检查项目。 相似文献
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为开展秦山核电厂运行许可证延续(OLE)申请的核安全审评,采用文件审查和现场踏勘的方式,依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,并参考美国执照更新(LR)的法规和标准等技术文件,针对老化管理审查(AMR)的筛选、AMR的结果、时限老化分析(TLAA)、安全分析报告增补、老化管理大纲(AMP)等方面开展了深入的研究,形成了相应的审评技术见解和审评经验,为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑,为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。 相似文献
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本文介绍了秦山核电厂调试大纲的主要内容,调试阶段划分、调试网络计划、调试项目确定、调试组织机构和接口分工、调试大纲审评和调试监督,以及调试大纲的实施等内容,对秦山核电厂的调试工作做了概括性的介绍。 相似文献
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本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。 相似文献
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秦山核电厂运行15年的核安全审评和监督 总被引:1,自引:0,他引:1
秦山核电厂是我国自主建造的第一座核电厂,它对我国核电事业的发展有着重要的作用。本文总结了秦山核电厂15年的核安全审评和监督情况,对我国核安全监管工作的开展进行了简单的回顾,对今后我国核安全监管工作的发展提出了建设性意见。 相似文献
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介绍了研究实验性反应堆的核设备审评目的和主要求。核设备失发级原则和相应设计制造要求。核设备的应力分析的抗震要求,以及一回路设备的断裂韧性的特殊要求,指出审评中发现的问题,并对如何解决这些问题给出了一些建议。 相似文献
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消防是秦山第三核电厂核安全审评中涉及内容较多且重点讨论的一个问题,包括最终安全分析报告和火灾危害性分析报告两部分。本文回顾了消防系统安全审评的情况,对其中的12个主要技术问题逐一作了介绍。 相似文献