关于核电厂安全目标的确定问题

介绍了有关核电厂定性安全目标、定量安全目标和概率安全目标的定义,讨论了确定这些目标时所涉及的一些问题.     

核电厂运行阶段PSA模型开发的研究

电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项,并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议,为后续相似工作的开展提供参考和建议。     

核电厂运行安全指标

本文着重介绍了 IAEA 所制定的核电厂运行安全指标,同时也介绍了美国所制定的类似指标。这些指标为定量地评估和比较各国核电厂运行安全提供了可靠的依据。     

核电厂安全运行对策研究

以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。     

地下核电厂概率安全评价初步分析

充分考虑地下核电厂的岩土包容性、卸压洞室、隔离门、过滤排放系统设计等,对比地面核电厂,用概率安全评价方法(PSA)研究地下核电厂的大量放射性释放频率(LRF)。分析结果表明,地下核电厂的LRF比同样设计的地面核电厂大约低2个量级,可以实现从设计上实际消除大量放射性释放的安全目标。     

立陶宛的目标和任务是保证伊格纳林纳核电厂安全运行

【欧洲核学会《核新闻网》 1999年 1月报道】　立陶宛国家能源安全检查团(VATESI)的应急中心正在有计划地进行改造。该中心将配备更先进的通讯和计算机硬件 ,并与其它机构尤其是与民防部和辐照环境监测机构链接。另外 ,一些操作说明、规章和软件也必须改进或出新版。在应急中心的这项改造工作中还希望能得到国外的帮助 ,为此已与瑞典进行了磋商。目前瑞典正在为立陶宛 -瑞典双边合作协议的履行提供重要帮助。有关硬件的购买工作还将需瑞典方面的批准。在制定新操作说明和规章时 ,瑞典同行的经验和建议会极为有益。 VATESI的培训中心正…     

核电厂运行安全性能指标体系的建立及其应用

核电厂运行安全性能指标(SPI)是当前国际上比较流行的一种核电厂运行安全评价工具,以其清晰有效的性能评估能力越来越受到关注。本文详细介绍了我国SPI体系的研发及应用,包括建立SPI框架、确定性能指标评价准则和建立SPI管理系统软件平台等;并对进一步完善SPI体系给出了建议。     

核电厂运行事件分析方法

核电厂运行事件数据是安全监督和运行经验反馈的重要依据。文中针对核安全监督和运行经验反馈的要求,介绍了运行事件的分析处理方法。     

核电厂风险指引管理研究

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式.为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究.本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议.     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

核电站安全目标综述

合理的安全目标对核电设计、运行和管理工作也具有重要的指导意义。本文以核管会安全目标为例概括介绍了安全目标的种类和体系,并对目前各国已有的安全目标在应急计划实施、概率安全目标等方面进行综述和简单分析。     

核电厂应急操作规程系统的开发

利用实时嵌入式操作系统VxWorks开发了一种应急操作规程系统(EOPS),该系统可以利用计算机技术的优势给操纵员提供详细并易于理解的操作规程.本文介绍了系统的结构特点,并以冷却剂丧失事故(LOCA)为例,在全范围仿真机上对该系统的可行性进行了实验验证.结果表明,采用EOPS可以减轻操纵员的工作负担和精神压力,提高核电厂的安全性.     

核电厂1E级电缆的核安全审查

阐明对核电厂1E级电缆核安全审查的基本要求.     

核电厂安全阀维修策略优化研究

目前国内部分核电厂已安全运行十年以上,进入了运行中期阶段,其系统和设备取得了丰富的运行经验和数据积累。现有安全阀维修策略是基于早期的设计经验和设计阶段概率安全评价(PSA)的分析假设。这些假设在很大程度上未反映已运行核电厂的实际运行经验和反馈,以及当前科技发展带来的设备可靠性提高等因素。本文将采用以可靠性为中心的维修(RCM)分析方法针对进入运行中期的核电厂安全阀设备进行维修策略的优化研究。     

新建核电厂重要安全要求探讨

针对新建核电厂几个重要安全要求和安全改进方向进行分析,在安全目标实现、厂址安全评价、内外部事件设防、严重事故预防和缓解,以及堆芯、安全壳和仪表控制系统的设计及工程技术优化等方面提出技术观点,为我国新建核电厂的设计、建造及安全改进提供参考。     

Automated Control and Safety of Nuclear Power Plants

The conceptual problems of developing and modernizing an automated system for the control of a technological process for nuclear power plants, which are under construction, or are currently operating, are discussed. Attention is focused on the human factor in the control of a nuclear power plant. The prospects for solving problems such as the optimal – from the safety standpoint – separation of control functions between man and machine, choice of means of automation adequate for the importance of the functions being performed with respect to safety, determination of the concept of the operator's job, and the systems for supporting the operator's work, and development of a modern man–machine interface, are examined.The solution of these problems is studied on the basis of a homocentric model of an automated system for controlling a technological process. The model uses extensively subsystems for supporting the work performed by the operator. It is noted that a supervisor role for the operator is preferable, since it provides the best psychological work environment. 11 references.     

压水堆核电站的启动与初期运行

本文综合介绍世界各地区压水堆核电站启动及初期运行中的经验教训。其范围涉及管理、堆芯及核燃料、电气、控制、仪表、回路、机械及水化学等专业。文中结合我国情况,提出了应注意的问题及建议。     

我国今后新建核电站若干安全问题的考虑

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统、氢的控制和停堆状态下的安全问题