我国核电厂规划限制区设置现状分析

本文简要概述了我国核电厂规划限制区的立法和管理文件情况,分析了现有核电厂规划限制区设置情况,提出了重视规划限制区的双面属性、推动规划限制区的管理条例建立、做好核电厂应急及事故环境影响评价分析和规划限制区整体区域规划等建议。     

小型堆非居住区和规划限制区计算模型对比分析

为明确小型堆非居住区和规划限制区的计算方法，选择合适的计算模型，减少审评过程中存在的问题，本研究首先介绍了小型堆的定义，并比较了我国和国际上对小型堆定义的差别。同时说明了我国对小型堆非居住区和规划限制区设置的剂量准则和计算要求。并基于美国NRC发布的RG4.28草案，对比分析了其推荐的现实模型ARCON96与保守模型PAVAN之间的差别。ARCON96模型相比于PAVAN模型能够很好地考虑静风和尾流的影响，更真实地模拟了设施近距离的扩散情景，可有效的缩小非居住区和规划限制区的范围，进而提升小型堆的经济性。     

省级核安全“十四五”规划编制思路与重点工作研究--以广西为例

本文以广西壮族自治区为例,针对“十四五”期间面临的新形势和工作新要求,分析并提出了省级核安全“十四五”规划,以构建核安全监管及治理体系和能力现代化框架为主线的总体思路和推进地方核安全法律法规体系建设、确保核电厂场内外辐射环境安全等5项重点工作建议,以期为相关规划提供参考。     

小型堆选址相关标准的适用性讨论

小型堆由于具有良好的安全性能而日益受到国内外关注。小型堆的设计目标是尽可能地靠近用户，但是其选址相关标准的制定尚处于起步阶段。本文采用假设的小型堆选址假想事故对内陆厂址和滨海厂址的非居住区和规划限制区半径进行粗略估算，并对现行标准中关于确定非居住区、规划限制区、应急计划区半径，以及放射性三废排放要求的具体规定是否适用提出了讨论。     

核电厂区域防恐规划综述

分析了针对核电厂的恐怖袭击的主要方式、特点及危害,提出了核电厂区域防恐规划的建议措施,包括:精心规划厂区内人流和道路交通;严格控制核电厂内重要区域的出入口;充分考虑厂区内建(构)筑物的周围环境关系。通过对核电厂区域的合理规划可有效降低恐怖袭击的风险。     

核电厂放射性有机废液安全管理的建议

我国核电厂对放射性有机废液的管理采取长期贮存的方式,至今未有最终的处理方法。本文从放射性有机废液源项、相关的法律法规标准要求、国内外放射性有机废液管理方式等方面进行讨论,给出了一些放射性有机废液安全管理的建议。     

福岛居民的辐射剂量未因福岛事故而明显上升

正【世界核新闻网站2014年2月25日报道】美国国家科学院《国家科学院论文集》(PNAS)网站于2014年2月刊登了一篇题为《福岛第一核电厂限制区周边居民当前与未来的辐射剂量率》的研究论文。这篇论文称,福岛辖区内大多数居民并没有因为此次事故而受到与天然本底辐射水平相比有明显增加的辐射剂量。     

核电厂核安全文化评估实践及思考

提高核安全文化水平对核电厂的安全可靠运行、提升核电厂的运行业绩水平具有重要意义.近年来我国核能界充分借鉴国际核安全文化建设经验,开展了具有特色的核安全文化评估体系建设和实践工作,取得了显著效果,切实提升了核电厂核安全文化水平.本文梳理了我国核安全文化建设及评估相关法律法规要求,调研了国内核安全文化评估实践,针对当前评估...     

国内核电厂厂址资源开发、保护和利用问题研究

介绍了核电厂厂址资源成立的条件和程序,阐述了核电厂厂址资源的属性,并分析了目前核电厂厂址资源的开发模式,进而提出了核电厂厂址资源的保护、利用和转让规范管理的建议,希望能为核电厂厂址资源开发管理提供一个适应当前国内形势的参考。     

我国核电厂放射性废物管理进展及挑战

分析了我国核电厂放射性废物管理现状;指出了核电厂放射性废物管理面临的挑战;提出了包括进一步完善法规标准、完善放射性管理体制、加强群堆核电厂放射性废物管理、鼓励技术创新和产学研结合等加强核电厂放射性废物管理的应对措施。     

内陆核电厂址周围环境调查工作的经验和问题探讨

根据核电厂址相关法规的要求,结合实际调查,对内陆核电厂址周围环境调查工作进行了总结,讨论了不同阶段调查工作的重点和调查内容的差异性,对调查工作中遇到的问题进行分析,以期对开展此类核电厂建设前期工作有所帮助。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

浮动核电站跨界转运的安全和法律问题初步研究

浮动核电站具有模块化、多用途、可移动、运行灵活、适应性强等优势,受到了国际社会的广泛关注,具有广阔的应用前景和发展空间。然而,浮动核电站由于特殊的海外部署场景和可移动特性,不可避免地面临着跨越主权边界转运的安全和法律问题。结合浮动核电站不同的海外部署场景,重点对浮动核电站在不同部署场景下跨界转运可能面临的安全和法律问题进行梳理总结和讨论分析,并从法律、安保和应急层面提出可能的解决方案建议,对浮动核电站跨界转运相关的国际公约和规则制定具有一定参考意义。     

关于核电站在役检查标准的探讨

基于我国核工业的发展和核电站的建设，指出了编制在役检查标准的重要性和可行性，从分析核电站在役检查的特点探讨了标准的基本内容。     

各国核电厂场外应急计划的比较

本文分析和比较了各国核电厂的应急计划,特别是场外应急的干予水平和应急计划区,讨论了我国干予水平、核电厂应急计划区和香港核应急计划几个实际问题。     

The evolution of the structure and application of U.S. NRC regulations and standards

NRC regulations and standards and their implementation have evolved from early adaptations of conventional engineering practices to a mature, cohesive set of regulations that govern NRC regulation of nuclear power plant safety in the United States.From a simple set of rules and design criteria and from the standards of the professional engineering societies, a hierarchy of practices, standards, guides, rules and goals has developed. Resting on a foundation of industrial practices, this hierarchy rises through levels of national standards, regulatory guides and standard review plans, policy statements and NRC regulations.The licensing process is evolving today toward one that permits both site approval and standard design certification before the plant is constructed. At the present time, NRC is reviewing five standard designs for certification for a period of 15 years. NRC focuses its regulation of operating nuclear plants on inspections conducted from five regional offices. Resident inspectors, specialist inspectors, and multi-disciplinary inspection teams examine specific plant situations. The results of all these inspections are used to develop a complete understanding of a plant's physical condition, its operation, maintenance and management.To improve safe operation of nuclear plants in the U.S., a most important program, the Systematic Assessment of Licensee Performance, measures operational performance, using a broad spectrum of functional areas.     

基于INPO AP-913框架的核电厂系统监督研究

对核电厂的重要系统实施健康状态监督,确保系统设备的性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标,落实核电厂的维修规则,提高核电厂设备的可靠性,是核电厂设备可靠性管理体系AP-913中的重要一环。为进一步推进核电厂设备管理优化工作,基于设备可靠性管理流程AP-913的指导思想,并结合中国核电目前正在开展的核电厂设备可靠性管理提升,本文对核电厂系统监督做了研究,阐述核电厂系统监督的概念及目的,给出适用于我国核电厂系统监督实施流程,并从核电厂系统设备实际出发,着重归纳了系统监督计划开发方法。助推行业内电厂设备可靠性管理的提升,优化WANO组织规定的有关核电厂设备可靠性的业绩目标,进而提高核电厂的运行业绩。     

核电站食入应急计划区的划分研究

借助于欧共体的核事故后果评价程序包ＰＣ ＣＯＳＹＭＡ，以我国广东大亚湾核电站为参考厂址，分析了源项和剂量干预水平对食入应急计划区大小的影响。分析表明：对Ｓ３源项而言如果采用确定论的研究方法，并以我国食入有效剂量干预水平的下限值作为食入应急计划区划分的剂量准则，则大亚湾核电站食入应急计划区划定为５０ｋｍ左右是合适的。     

制定核电厂应急行动水平的方法学

制定应急行动水平对实施核电厂应急计划的有效性起着重要的作用,本文首先说明我国核安全法规对制定核电厂应急行动水平的要求,简单回顾美国制定应急行动水平方面的发展情况,着重介绍美国和国际原子能机构制定核电厂应急行动水平的方法学,对我国制定核电厂应急行动水平提出了建议。