简介:一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。
简介:本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.
简介:介绍了一起非计划摄氚事件的监督及事件处理过程中发现的一些问题,同时分析了此类事件发生的原因,并对氚内照射事件的处理提出了相应的建议。
简介:依据我国现行法规及标准,建立一套适用于放射性废物库退役源项调查的参考方法,并结合案例分析对建立的调查方法进行探讨,该案例应用此方法在未取得库体内放射性废物的情况下使用有限的监测数据作出了放射性废物量的合理估算。
简介:基于对国内外核电质量保证实践的对比分析与研究,论述了在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的修订过程中需要考虑和关注的事项,涉及管理职责、独立评价、设计控制和采购控制等24个问题,以期为国家核安全局主持的HAF003修订工作提供参考和建议。
简介:秦山三期核电站在工程建造期间,1号机组反应堆主热传输(PHT)管道的一个管段的安装偏离了原设计,本文对这一事件发生的原因以及最终采取的焊接修复措施进行了分析和总结.
简介:本文从国家立法基本原则出发,结合原子能事业的特点,参照国际类似立法的经验,提出了我国原子能法编制中应当坚持的若干原则,并对原子能法的内容框架作了描述.作者认为,原子能法是我国开展核技术和平利用促进国民经济健康发展的重要法律武器,必须坚持"军"、"民"分开治理;在民用部分,应当坚持市场配置资源与政府加强监管的模式;为了有效地保护社会与环境,实现可持续发展,政府的监管应执行资质要求、许可证审批和独立监管等三大原则.原子能法既要与国际惯例及我国所作的国际承诺接轨,又要充分汲取我国已有相关法规条例的精华,与已有的成功实践相接轨.
简介:介绍了某水泥厂发生的放射源遭破坏的辐射事故。描述了事故的发生、处理及处置过程。分析了事故发生的直接原因和根本原因。以期能对辐射源安全监管提供借鉴。
简介:以福清核电工程安全壳内可燃气体控制系统设计安全评价验证分析为例。阐述了所建立的管理体系的关键要素和独立验证工作的流程。福清核电一期工程安全评价的独立验证项目的实施表明所建立的研发工作管理体系能够有效管理项目的研发并实时地监控项目进度,是确保独立验证工作顺利实施的必备条件。
简介:国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。
简介:介绍了破前漏分析方法的发展历程,以及破前漏方法在运用中遇到的限制之处,并由此引入了基于概率论的破前漏分析方法,介绍了其基本原理、分析流程,并对流程中每一步的具体方法进行了介绍,同时本文还通过美国核电站的具体计算案例,给出了主管道发生泄漏及双端剪切断裂的概率。最后,本文介绍了该方法当前的研究进展及未来可能的发展方向等。
简介:硼中子俘获治疗装置的核心是一台强流质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器屏蔽体和中子测量室内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。本文设计了一种针对该装置的辐射安全联锁系统,综合使用PLC、门禁系统和联锁钥匙,结合各自的优点,实现一个安全性能高、稳定性好、操作简便的安全控制系统,避免人员误入或误留在高辐射区而受到照射,保证工作人员的人身安全。本文介绍了该系统的架构、主要设备、工作流程和核心联锁信号。
简介:结合IAEA的文件No.NS-R-1《核动力厂安全:设计》(SafetyofNuclearPowerPlants:Design)的一些下层导则,总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化,认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。
简介:本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性的前提下,对于常规厂房按照民用规范设计的方法,进行SSE作用下保持完整性的校核计算提出一个简单的思路。
简介:AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。
简介:研究堆与核动力堆的使用目的不同,决定了其在系统设计和固有安全性方面有较大的不同。针对国内某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评,根据该堆的设计特点,阐述了审评者的关注问题及技术观点,并分析了研究堆与核动力堆在事件审评方面的差异。
简介:通过对AP1000技术与传统压水堆物项的安全分级、抗震分类、规范等级和质量保证分级4种分级的方法、依据、参考标准和适用范围等进行比较分析,得出AP1000各种分级既保证安全,又经济合理,而且提出AP1000技术国产化过程中,应制定符合国情的质量保证分级方法和相应的质量保证要求。
简介:对核电厂中发生的几起止回阀失效案例进行了分析,阐述了"基于概率风险分析目标对止回阀相关设计应用单一故障准则"的论点。
简介:日本福岛核事故引发了全世界对核安全理念和技术方法的反思,本文结合福岛核事故对概率安全分析方法进行一些初步探讨,并就相关问题提出了解决的思路和建议。
简介:光阴似箭,岁月如梭。在我国核能与核技术利用事业快速发展的时代背景下,《核安全》创刊至今已经十五周年了。十五年风雨兼程,十五年硕果累累!《核安全》见证了核能与核技术利用事业蓬勃发展的光辉历程,记录了核与辐射安全监管事业砥砺前行的坚实步伐。十五年来,《核安全》不懈努力、辛勤耕耘,为我国核能与核技术利用事业安全、健康和可持续发展持续贡献智慧和力量。
WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究
退役源项刍议
一起氚内照射事件的监督思考
放射性废物库退役源项的调查
HAF003修订中一些问题的探讨
秦山三期工程一主管段安装问题的处理
对我国原子能领域立法的一些思考
一起放射源遭破坏的辐射事故及处理
福清核电一期工程安全评价的独立验证管理体系
运行技术规范中的一回路压力定值
一种基于概率论的破前漏分析方法介绍
一种硼中子俘获治疗装置的辐射安全联锁系统设计
新一代核电厂设计的安全要求——学习新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的一些认识和体会
一种论证常规厂房在SSE作用下安全影响的简化方法
AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题
某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评
AP1000与传统压水堆物项分级的比较与分析
单一故障准则在核电厂止回阀安全性分析中的应用
日本福岛核事故后对概率安全分析方法的一些思考
锐意进取推陈出新打造国内顶尖、国际一流的核安全刊物