安全标准核电厂安全:调试和运行特定安全要求 第SSR 2/2(Rev.1)号

正该出版物是对2011年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/2号印发的"安全要求"出版物《核电厂安全:调试和运行》所作的修订。上次修订的目的是根据新的运行经验和核工业的新趋势重新构建《安全标准丛书》第NS-R-2号(2000年印发);纳入关于核电厂运行的《安全标准丛书》第NS-R-2号以往未包括的新要求;以及反映当前的实践、新概念与技术的发展。这一更新还反映了成员国和原子能机构安全相关活动对于标准使用情况的反馈     

安全标准研究堆安全 特定安全要求 第SSR-3号

<正>本出版物替代2005年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第NS-R-4号印发的"安全要求"出版物《研究堆安全》,并已考虑2006年出版的原子能机构《安全标准丛书》第SF-1号《基本安全原则》。促进核安全的各种要求旨在确保达到可以合理实现的最髙安全水平,以保护工作人员和其他现场人员和公众,以及保护环境免受核设施引起的电离辐射的有害影响。人     

安全标准安全领导和管理 一般安全要求 第GSR Part 2号

正该"安全要求"出版物规定了在与辐射危险有关的组织内以及在引起辐射危险的设施和活动中建立、评定、保持和不断改进对安全的有效领导和管理的要求。这包括监管机构和其他主管当局,以及负责设施或活动的组织。该"安全要求"出版物取代原子能机构《安全标准丛书》第GS-R-3号《设施和活动的管理系统》。该"安全要求"出版物发展了2006年出版物中的概念,并考虑到从已发生事件中汲     

国际原子能机构安全标准核装置的厂址评价安全要求 第NS-R-3(Rev.1)号

正本"安全要求"出版物替代2003年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第NS-R-3号印发的《核装置的厂址评价》版本。第NS-R-3号考虑了自"选址法规"1988年作为《安全丛书》第50-C-S(Rev.1)号2印发以来有关核装置厂址评价的发展。它适用第SF-1号"安全基本法则"出版物《基本安全原则》。有关厂址评价的要求意在确保充分保护现场工作人员和公众以及保护环境免受由核装置可能产生的电离辐射的有害影响。人们认识到,在技术和科     

IAEA No.SSR-2/2核电厂安全:调试与运行 核电厂安全:调试与运行IAEA No.SSR-2/2(修订版1)

正该出版物中提出的要求用以确保核电厂调试与运行的安全,这些要求是基于过往经验与技术现状提出和建立的,并遵循《核能安全基本原则》中提出的安全目标与原则。该出版物涉及从核电厂调试、运行到核燃料清除这一过程,其中包括核电厂的维护和改造。同时该出版物不适用于退役过程本身,但涉及核电厂退役前的准备阶段,并对退役过程提出了额外的要求。与此同时,本刊物将常规运行、预期运行事件以及事故情况考虑在内。     

IAEA No.SSR-2/1核电厂安全:设计 核电厂安全:设计IAEA No.SSR-2/1(修订版1)

正该出版物主要适用于固定的陆上核电厂,这些核电厂为发电或其他产生热量的应用(例如:区域供暖)配备水冷却堆。该出版物也适用于其他类型的反应堆,以决定设计阶段所要考虑的要求。该标准不针对以下方面:其他IAEA安全要求所包含的内容,例如:IAEA安全标准系列No.GSR Part 4(Rev.1)、     

IAEA与我国核电厂设计安全规定分析及比对研究

在国家"一带一路"战略下,中国核电产业作为国家名片出口海外受到了极大关注。中国核电"走出去"重要的一步是核安全相关法规标准与国际法规标准的接轨。国际原子能机构(IAEA)发布的核安全要求SSR-2/1(Rev.1)《核电厂安全:设计》是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。我国国家核安全局修编发布了核安全要求HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》。文章通过对SSR-2/1(Rev.1)与HAF 102—2016的研究分析与对比,阐述IAEA与我国核电厂设计的安全要求,并论述HAF 102—2016与SSR-2/1(Rev.1)的差异性。     

安全标准设施和活动的安全评定一般安全要求 第GSR Part 4(Rev.1)号

正"安全基本法则"出版物—《基本安全原则》确定旨在确保对工作人员、公众和环境现在和将来免于电离辐射有害影响而实施保护的原则。这些原则适用于涉及电离辐射照射或潜在照射(以下称"辐射")的各种情形。本安全要求出版物的目标是制订在设施和活动的安全评定中需要加以遵守的普遍适用的要求,其中特别关注"纵深防御"、定量分析和对所涉设施和活动的范围采用分级方案。本出版     

IAEASS-R2/2核电厂安全:反应堆调试和运行安全标准系列

(出版日期:2011年7月14日)此出版物涉及核电厂的安全调试和运行。它涵盖了从核电厂调试和运行到核燃料的移出,包括在整个核电厂寿期内的维护和调节。它涵盖了对于调试的准备,但不包括退役过程本身。此出版物也建立了关于调试的附加要求。正常运行和预计运行偶然事件及事故工况也被考虑在内。     

我国核电厂安全级电气设备鉴定标准体系简析

HAF 102《核电厂安全设计要求》规定了核电厂安全重要仪控系统、设备(包括计算机软件)必须经过鉴定,这就使得设备鉴定标准化对我国核电自主化建设具有特殊意义。在对国外先进的核电厂安全级电气设备鉴定体系进行分析的基础上,介绍了我国核电厂安全级电气设备鉴定标准的编制策略和体系结构及层次。     

安全标准促进安全的政府、法律和监管框架一般安全要求 第GSR Part 1(Rev.1)号

正对于单独和集体地保护批准运行设施或利用辐射源的那些国家以及其他国家特别是邻国的人民、社会和环境而言,设施运行和辐射源利用的安全问题具有极为重要的意义。国际原子能机构的"安全要求"出版物确立国际上达成共识的要求,这种要求采用了"安全基本法则"出版物[1]中所确定的基本安全目标和基本安全原则。     

GB/T 17569--1998《压水堆核电厂物项分级》介绍

１９９８年由国家质量技术监督局发布的GB／T１７５６９—１９９８《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。标准参考了HAD１０２／０３《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》、HAF·J００６６《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和EJ／T３１３—１９８８《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。标准全面给出了核电厂物项分级的种类…     

中国核电厂设计安全法规的发展

从中国核电厂设计安全法规回顾，到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍，全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况，并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点，以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。     

《核电厂安全级控制仪表盘、屏和机架设计与鉴定》等2项标准通过审查

<正>能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年11月18日~11月19日在北京组织召开了标准审查会。会议对《核电厂安全级控制仪表盘、屏和机架设计与鉴定》、《核电厂安全级电缆及现场接头的型式试验》两项能源行业核电标准送审稿进行了审查。来自环保部核与辐射安全中心、中国核动力研究设计院、清华大学核能与新能源技     

新标准GB/T15474-95介绍

核电厂仪表及其供电设备安全分级是核电厂设备安全分级的一部分,既与核电厂安全密切相关,又直接影响核电厂的造价,是核电厂建造中必须解决的重要问题之一。 核工业标准化研究所1991年组织技术人员在参考了IEC/TC45/SC2《核电厂安全重要仪表和控制系统分级》和KCC-E等国际和国外先进标准后,结合我国国情编制了GB/T15474-95《核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级》。     

AP1000非安全级系统的监管要求(RTNSS)探析

根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。     

国际原子能机构正在编制放射性废物安全标准

[英国《核电厂》1993年7—8期报道] 从1990年起,国际原子能机构(IAEA)即开始进行编写一套《放射性废物安全标准》(RADWSS)丛书的工作。这项计划将由一系列“国际协商一致”的安全文件所组成,其中包括:1本概括性的安全基础文件、6本《安全标准》、17本《安全导则》和另外一些随着该计划继续发展有待确认的《安全实践》。这些文件涉及放射性废物管理的6个方面:计划制订、处置前期工作、近地表处置、地质处置、铀/钍矿石开采与水冶废物管理和核设施退役。     

标准动态

正国际原子能机构(IAEA)IAEA No.SSR-2/2:2011核电厂安全:调试和运行(出版日期:2011年10月)该出版物的目的是制订根据经验和当前技术状况必须加以满足才能确保核电厂安全运行的要求。     

秦山核电二期扩建工程消氢系统设计改进项安全评价的独立验证

2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外,还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的"设置完善的可燃气体控制系统"(即"消氢系统设计改进")重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程,并对验证分析中存在的问题进行了讨论。     

IAEA安全报告丛书No.82 核电厂的老化管理:国际通用老化经验教训(IGALL)

正该出版物对合理的老化管理方案提供国际通用基础,同时为新型核电厂设计的老化管理、设计和安全评论提供知识储备。该出版物旨在为老化管理的可用信息建立一个引导图,解决能动结构和非能动结构的老化管理问题,以及水慢化反应堆中易受老化影响且能直接或间接影响核电厂安全运行的部件的老化管理问题。该出版物向以下三种核电厂提供信息:正常运行的核