核燃料循环设施抗震设防要求的探讨

简述了国内外核燃料循环设施抗震设防相关标准规范要求,以设施存在的潜在风险作为确定抗震设防要求的出发点,在充分考虑核燃料循环设施特点的基础上,探讨了抗震设防的主要考虑因素。结合我国核设施抗震设防实践,提出了典型核燃料循环设施的抗震设防要求建议,并与国外相应抗震设防要求进行对比,旨在形成统一的、较为明确的抗震设防尺度,供核燃料循环设施设计和审评时参考。     

综合安全评价方法在贫化UF_6转化设施环境风险评价中的应用

美国核管会(NRC)要求其核燃料循环设施在申请许可时,必须使用综合安全评价(ISA)方法对设施的潜在风险进行评价,进而提高设施的安全性。目前,我国尚未开展核燃料循环设施的风险评价,通过借鉴ISA评价方法,结合我国的相关监管要求,针对贫化六氟化铀(DUF6)转化设施开展风险评价,分析其风险可接受性,并提出相应的防范措施,为今后在我国建设DUF6转化设施提供技术支持,同时,也为我国核燃料循环设施采用ISA方法开展风险评价提供借鉴。     

中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨

本文介绍了美国核管会(NRC)及中国核燃料循环设施应急状态分级发展的历史及现状,对比了中美核燃料循环设施应急状态分级的差异,并给出分析结果,建议对后处理设施开展完整的二级PSA研究,给出相关事故谱,为进行应急状态分级及应急行动水平制定提供充分的技术支撑。     

核燃料循环设施洪水设防标准现状及建议

当前我国缺乏核燃料循环设施的具体洪水设防要求,使得在防洪设计方面难以找到明确的标准依据。文章总结、分析了当前中、美、国际原子能机构在核设施防洪设计旁面的标准现状,以期为修订或完善我国核燃料循环设施洪水设防标准提供参考和依据。     

核燃料循环设施火灾风险分析方法的探讨

火灾是影响核燃料循环设施安全运行的主要危险因素,可使放射性物质的包容屏障失效,导致放射性物质泄漏扩散,对人员、公众和环境造成危害。本文主要参考了美国核管理委员会及国际原子能机构发布的相关文件,对目前广泛采用的核燃料循环设施火灾风险分析方法及思路进行梳理,并对其应用前景进行分析;结合核燃料循环设施火灾风险特点,针对不同的核燃料循环设施,为高效地开展火灾风险分析提出建议措施。     

我国核燃料循环设施应对自然灾害采用标准现状分析及建议

自然灾害威胁核设施的安全,随着我国核燃料循环工程建设的迅速发展,探讨分析我国核燃料循环设施在设计、选址方面采用标准现状及存在的问题,制定相应的标准、规范以保证这些设施能够抵御自然灾害。     

核燃料循环设施运行阶段的安全要求

核燃料循环设施核安全性问题与核临界、辐射、化学毒性、火灾和爆炸相关.核燃料循环设施与核电站相比,其运行人员的操作活动更为频繁、操作内容多变,操作人员对设备、系统、设施和个人的安全性的影响比核电站大得多,因此加强核燃料循环设施中与人相关的安全管理十分重要.运行阶段的安全管理就是围绕着管理人员和操作人员进行的.     

核燃料循环设施安全关键岗位识别方法初探

研究建立了基于岗位的工作责任、安全风险和专业技能等特性指标的核燃料循环设施安全关键岗位识别方法,给出了核燃料循环设施安全关键岗位的定义、识别指标体系、识别原则、识别评价流程和后处理设施应用案例。     

对美国燃料循环设施抵御自然灾害标准的分析与思考

自然灾害威胁核设施的安全,福岛核事故的教训表明,核设施在选址、设计、建造中要进一步考虑自然灾害引发的外部事件对设施安全的影响.文章在对美国能源部关于燃料循环设施抵御自然灾害标准分析理解的基础上,提出制订我国核燃料循环设施抵御自然灾害标准的建议,以保证这些设施的安全.     

核燃料循环设施事故分析方法探讨

为推动我国核燃料循环设施的事故分析方法不断发展完善,对国内外核燃料循环设施事故分析方法的应用现状进行了研究和比较,对不同事故分析方法进行了对比和分析,并结合我国工程实践对事故分析方法的发展提出了建议。研究表明,国外核燃料循环设施事故分析已逐渐使用概率风险评价方法,由此,我国核燃料循环设施领域逐渐引入概率风险评价方法可能成为事故分析的发展方向。ISA(综合安全分析)方法既参照确定论方法进行了单个(类)事件序列的情景假设和后果分析,又参照概率论方法进行了事件序列的概率估算,具有较好的适用性和可操作性,因此,我国核燃料循环设施领域可优先采用融合了确定论和概率论两种方法特点的ISA方法。     

核燃料循环设施物项安全分级方法研究

简单合理的物项安全分级,不仅可以提高设施的安全性,而且还可以减少审评双方的分歧,降低营运单位和设计单位的工作量。在分析国内外核动力装置采用核安全功能进行物项安全分级和乏燃料后处理设施采用剂量准则开展物项安全分级的基础上,研究提出了采用放射性物质包容量开展核燃料循环设施的物项安全分级的方法,并采用“未缓解释放”的事故分析方法,将放化安全一级(250 mSv)和放化安全二级(5 mSv)对应的剂量准则转化为放射性物质包容量限值。     

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

核燃料循环设施始发事件定量分析

分析了典型核燃料循环设施始发事件的特点。依据始发事件的数学模型和核燃料循环系统中硬件相关始发事件的失效机理,给出了核燃料循环设施始发事件定量分析的途径,以具有相同工艺过程特征的假想模型为例,对由多重因素导致的始发事件进行了定量分析,并给出了静电火花、管塞泄漏、腐蚀导致泄漏、溶剂探测器失效等几类始发事件频率。     

日本确认首座满足后福岛要求的核燃料循环设施

正【世界核新闻网站2017年3月8日报道】日本原子力规制委员会(NRA)2017年3月8日宣布,全球核燃料-日本公司(GNF-J)位于神奈川县(Kanagawa)横须贺(Yokosuka)的燃料厂能够满足2013年12月生效的新安全标准的要求。这座燃料厂因此成为规制委确认能够满足后福岛安全标准的首座核燃料循环设施。     

典型泵类失效数据对核燃料循环前端设施的适用性研究

为推动我国在核燃料循环前端设施领域的概率安全评价工作,有必要开展前端设施共有的通用泵类设备的失效频率研究。本文以美国核电领域、美国化工领域和我国核电领域的泵类设备失效频率为参考,通过对不同类型泵的失效模式和失效频率进行比较和分析,提出了我国核燃料循环前端设施泵类设备失效频率的取值建议。研究结果表明,从保守计算角度出发,泵类设备失效频率优先采用美国《工艺设备可靠性数据参考》相应数据;如果我国核燃料循环前端设施安全重要级别的泵类设备的设计规范、加工制造厂商及运行环境与我国核电泵类设备类似,泵类设备失效频率可考虑采用我国《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》相应数据;有必要在我国核燃料循环前端设施尽早启动泵类设备失效原始数据的采样和统计工作,以获得适合我国工程实践的泵类设备失效频率及其置信区间。     

铀转化设施应急行动水平的制定方法

对铀转化设施的安全特征和潜在危险进行了分析。在调研国际原子能机构(IAEA)和美国能源部(DOE)制定应急行动水平(EAL)的方法以及借鉴国内外核电厂制定EAL的实践基础上,结合核燃料循环设施核应急状态等级划分的准则和铀转化设施危险特征,给出制定EAL的方法。     

美国核管会成立核安全和事故响应办公室

【据美国核管会网站2002年4月5日报道】美国核管会(NRC)成立核安全和事故响应办公室,以合并NRC在安全、保障和事故响应方面的工作并优化资源。新成立的办公室将向负责反应堆计划的执行副董事汇报工作,组建工作于4月7日开始启动。成立新的核安全办公室是NRC在美国发生“9·11”恐怖事件后所实施的彻底检查保障和实物保护计划的一个产物。如今,保安责任的分配取决于需要保护的设施的类型。例如:核燃料安全防护和保障办公室(NMSS)负责保护核燃料循环设施,核材料、运输、处置和一些核废物贮存设施,以及与这些设施相关的管理工作。核反应堆…     

核燃料循环前段供应商展望未来

正【世界核新闻网站2014年9月11日报道】全球核燃料循环前段供应商准备、愿意并能够为保障未来核燃料供应安全提供服务,以及为未来研发创新的安全燃料设计。世界核协会(WNA)2014年度会议于9月在英国伦敦召开。来自核燃料循环产业链中各龙头企业的大部分与会者均表示,虽然多个机构对核燃料长期需求做出了相差     

美国针对《禁产公约》的政策转变

【日本《原子能产业新闻》2004年9月2日报道】最近,日本经济产业省与文部科学省2005年度预算申请出炉。经济产业省的核预算总额为1716.6亿日元,与2004年度相比减少了1.1%。但以核燃料循环设施等安全对策为中心的核安全预算明显上升,这是经济产业省2005年度预算要求的一个特点。在推进核能利用方面,全MOX堆芯反应堆技术开发等的轻水堆对策是发展重点,其经费有所增加。另外,文部科学省的核预算申请总额为2930.25亿日元,比2004年增加了2.1%。其研发重点仍是核燃料循环等技术。经济产业省2005年度与核相关的预算申请总额为1716.6亿日元,2004年…     

核燃料循环设施磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧释放行为初步研究

磷酸三丁酯/煤油萃取体系燃烧是核燃料循环设施典型的火灾事故，是核燃料循环安全不可忽略的重要研究内容。本文初步展开了磷酸三丁酯/煤油的小面积(77.9～2 921.0 mm²)燃烧实验研究，通过基础实验初步分析了磷酸三丁酯/煤油的燃烧速率、气体释放组分以及气溶胶释放及其粒径分布规律，并与公开的国外数据成果进行了比较分析。